Введение

Реактор S7G был прототипом военно-морского реактора, разработанным для ВМС США для обеспечения выработки электроэнергии и движения на военных кораблях. Обозначение S7G расшифровывается следующим образом:

S = Подводная платформа
7 = Седьмой реактор, разработанный подрядчиком
G = General Electric – компания-проектировщик по контракту

Этот прототип представлял собой наземный ядерный реактор, не использовавший управляющие стержни. Он был испытан в конце 1970-х – начале 1980-х годов на заводе по модификации и достройке реакторных установок (MARF), расположенном на площадке Кесселринг в Лаборатории атомной энергии Ноллз, в городе Балстон-Спа, штат Нью-Йорк. Реактор состоял из экспериментального активной зоны, установленной в модифицированной реакторной установке S5W.

Конструкция и эксплуатация

Вместо подвижных управляющих стержней на основе гафния, используемых во всех остальных ядерных реакторах ВМС США, реактивность в ядре S7G контролировалась стационарными гадолиниевыми трубками, частично заполненными водой. Воду можно было перекачивать из части трубки, находящейся внутри активной зоны, в резервуар, расположенный над ней, или давать ей стекать обратно в трубку. Более высокий уровень воды в трубке замедлял больше нейтронов в активной зоне, что приводило к большему захвату нейтронов оболочкой трубки из гадолиния, а не урановым топливом, тем самым снижая мощность. Система была сконструирована таким образом, что насос работал непрерывно для поддержания низкого уровня воды; при отключении электропитания вся вода возвращалась бы в трубку, что приводило к остановке реактора. Как и в случае со всеми малогабаритными реакторами с водой под давлением, эта конструкция также обладала преимуществом отрицательной обратной связи: увеличение мощности реактора вызывало расширение воды, что приводило к уменьшению замедления нейтронов и снижению поглощения топлива, а следовательно, к снижению мощности. Таким образом, изменения средней температуры теплоносителя, особенно вызванные потреблением пара двигателями, естественным образом поддерживали мощность реактора без вмешательства оператора. Реактор S7G так и не был установлен на корабль. В конце 1980-х годов ядро S7G было заменено на экспериментальное ядро DMC (Developmental Materials Core).