.
Поскольку в процессе ядерного распада выделяется огромное количество тепла, охлаждение активной зоны – насущная необходимость. Это особенно актуально в случае с РБМК, который, по словам английского ученого Эрика Войса, работает «на поразительно высоких температурах» в сравнении с другими реакторами – 500 °С, а в отдельных точках – до 700 °С. Рабочая температура в обычном PWR – порядка 275 °С. В разных моделях реакторов – разные типы теплоносителя. Это может быть газ, воздух, жидкий металл, соль, но в Чернобыле, как и в большинстве других реакторов, использовали легкую (читай – обычную) воду. Поначалу планировалось, что теплоносителем будет газ, но из-за дефицита необходимого оборудования решение изменили[87]. Вода под высоким давлением (65 атмосфер) подается в нижнюю часть реактора, откуда, закипев, поднимается вверх и отводится из реактора в сепаратор, который собирает пар, а оставшаяся вода закачивается обратно в реактор. Пар тем временем попадает в паровую турбину, генерирующую электроэнергию. Реактор РБМК производит 5800 тонн пара в час[88]. На выходе из турбогенератора пар конденсируется, и конденсат поступает к насосам, где цикл начинается заново.
Этому методу охлаждения органически присущ один серьезный недостаток. В отличие от обычного PWR, в реактор попадает та же вода, что прошла через насос системы охлаждения, а потом – в виде пара – через турбины, – то есть вода, подвергшаяся высоким уровням радиации, присутствует во всех частях системы. В PWR предусмотрен специальный теплообменник, обеспечивающий передачу тепла от воды из реактора подаваемой под более низким давлением чистой воде, что позволяет турбинам оставаться незагрязненными. С точки зрения безопасности, техобслуживания и управления отходами эта схема лучше. Вторая проблема РБМК в том, что парообразование происходит в активной зоне, а это повышает вероятность возникновения паровых пустот и, следовательно, увеличения пустотного коэффициента реактивности. В обычных водных реакторах кипящего типа (таких как PWR) этой проблемы нет, но в графитовых AGR она тоже присутствует.
Для контроля количества энергии, которую производит ядерный реактор, используются стержни управления. В РБМК это длинные тонкие цилиндры, заполненные главным образом карбидом бора, поглощающим нейтроны и замедляющим реакцию. Концевые секции стержней выполнены из графита: когда стержень поднимется из активной зоны, они не дают охлаждающей воде (которая тоже способна поглощать нейтроны) попасть туда, где находилась борная секция, – это повышает влияние стержней на то, как протекает реакция. Каждый из чернобыльских реакторов имел по 211 стержней управления, которые по мере необходимости можно было опускать внутрь активной зоны, а также дополнительно по 24 укороченных «стержня-поглотителя». Поглотители обеспечивают равномерное распределение энергии по всей ширине активной зоны и перемещаются снизу вверх. Чем больше стержней в активной зоне и чем глубже они в нее погружены, тем ниже интенсивность реакции. И наоборот: меньше стержней – больше энергии. Стержни управления можно перемещать одновременно на заданную оператором глубину, а можно их разъединить и перемещать группами – в зависимости от ситуации