Страницы истории науки и техники

Кириллин Владимир Алексеевич

Мы не имеем возможности описывать в хронологическом порядке, как дальше развивались события, а сразу же перейдем к рассмотрению физических процессов, происходящих в атомном реакторе. Деление ядра ²³⁵U происходит, как уже сказано, под действием нейтрона (в результате попадания нейтрона в ядро). Чрезвычайно важно, что при делении ядра число испускаемых нейтронов больше единицы. Для ядра ²³⁵U, если в него попадает так называемый замедленный, или тепловой, нейтрон, это число в среднем составляет 2,46. Это значит, что может быть осуществлена цепная, развивающаяся реакция. Это значит также, что

должны быть приняты меры против бесполезной утечки нейтронов.

Природный очищенный от примесей уран состоит почти исключительно из двух изотопов: ²³⁵U и ²³⁸U, причем ²³⁵U в природном уране содержится только 0,7 %, а ²³⁸U — 99,3 %. Особую ценность, по крайней мере теперь, представляет ²³⁵U, так как он является единственным известным само расщепляющимся ядерным топливом, встречающимся в природе. При делении 1 кг ²³⁵U выделяется огромная энергия (тепло), равная энергии (теплу), которая образовалась бы при сжигании 2,7·10⁶ кг условного топлива, т. е. топлива, имеющего теплотворную способность 7000 ккал/кг. Другими словами, 1 г ²³⁵U энергетически эквивалентен 2,7 т условного топлива (2,7 т у. г.).

Существуют два типа принципиально отличных друг от друга ядерных реакторов: работающие на тепловых нейтронах и работающие на быстрых нейтронах. В реакторах на тепловых нейтронах образовавшиеся в процессе ядерной реакции, обладающие высокой энергией и поэтому называемые быстрыми нейтроны искусственно замедляются, их энергия делается приблизительно в 100 раз меньше. Они могут, как уже говорилось, вызывать распад ядер атомов ²³⁵U, но только в малой мере воздействовать на ядра атомов ²³⁸U, преобразуя их в количестве всего лишь около 1 % в плутоний, ²³⁹Pu. Последний в природе практически не встречается и, следовательно, является искусственным, созданным человеком элементом, близким по своим свойствам к ²³⁵U.

Следовательно, в реакторе на тепловых нейтронах используется весь ²³⁵U и около 1 % ²³⁸U, т. е, около 2 % природного урана.

Для того чтобы быстрые нейтроны превратить в тепловые, используются так называемые замедлители нейтронов, которыми могут служить графит, обычная или тяжелая вода. Замедление нейтронов происходит в результате их столкновений с ядрами замедлителя. При этом нейтроны не только замедляются (что и требуется), но частично поглощаются (что уже плохо).

Читатель может задать такой вопрос: что было бы, если нейтроны, полученные при делении ядра ²³⁵U, искусственно не замедлять, а сохранить их высокую энергию? Так поступить можно. Так и поступают в реакторах па быстрых нейтронах. Причем в принципе в этом случае возможно полностью использовать весь природный уран: ²³⁵U, как и в реакторах, работающих на тепловых нейтронах, а также и ²³⁸U (не будем забывать, что его в природном уране 99,3 %!), который под действием быстрых нейтронов сначала преобразуется в плутоний, ²³⁹Pu, и который по своим свойствам, как говорилось, близок к ²³⁵U и поэтому также используется для получения тепла.

Естественно, может возникнуть второй вопрос: зачем же специально замедлять быстрые нейтроны, заранее зная, что с их помощью можно использовать в энергетических целях полностью только изотоп урана ²³⁵U и в весьма малой доле изотоп урана ²³⁸U, тогда как с помощью быстрых, не замедленных нейтронов можно (по крайней мере теоретически) использовать весь природный уран?

Действительно, на первый взгляд может показаться, что искусственное замедление быстрых нейтронов ничего хорошего не дает. На самом же деле это шаг вынужденный. Дело заключается в том, что создание и эксплуатация реактора на быстрых нейтронах существенно сложнее, чем реактора на тепловых нейтронах, и не все проблемы на этом пути должным образом решены. Назовем хотя бы некоторые из них.

Для того чтобы успешно эксплуатировать реакторы на быстрых нейтронах, надо прежде всего решить некоторые сложные проблемы материаловедческого характера. Облучение материала быстрыми нейтронами приводит к тому, что атомы облучаемых материалов выбиваются из их фиксированных положений в кристаллической решетке, в результате чего материал теряет свои прочностные и некоторые другие свойства. Следовательно, необходимо создавать новые материалы, более приспособленные к работе в интенсивном нейтронном пучке.

Кроме того, для предохранения быстрых нейтронов от замедления в зоне их существования ни в коем случае нельзя использовать материалы и вещества, сколько-нибудь заметно поглощающие нейтроны или снижающие их энергию. В частности, именно по этой причине в реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нельзя использовать обычную воду, довольно активно замедляющую нейтроны. Приходится отыскивать для этой пели другие вещества. В большинстве, если не во всех, действующих реакторов на быстрых нейтронах роль теплоносителя исполняет жидкий натрий, гораздо слабее чем вода поглощающий и замедляющий нейтроны. Замена воды на жидкий натрий, технически вполне возможная, отнюдь не упрощает дела.

Есть и другие трудности, задерживающие начало широкого строительства реакторов на быстрых нейтронах. Одна из них заключается в следующем. Поскольку, как уже говорилось, плутоний в естественных условиях на Земле не встречается, нужно, чтобы уже работающие реакторы на быстрых нейтронах нарабатывали плутоний для последующих, намечаемых к строительству реакторов. Причем делать это они должны быстро, с тем чтобы обеспечить программу строительства АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Темп наработки плутония в реакторах принято выражать временем удвоения — временем, в течение которого количество делящегося вещества (плутония) по отношению к первоначальной загрузке его в реактор удвоится. Сократить время удвоения плутония — такова задача.

Конечно, читатель может спросить: почему бы для первоначальной загрузки реактора не использовать вместо плутония ²³⁹Pu, изотоп урана ²³⁵U, который существует в природе и может быть добыт в нужном количестве? На этот вполне законный вопрос можно ответить так. Дело в том, что при делении ядра атома ²³⁹Pu излучается больше нейтронов, чем при делении ядра атома ²³⁵U (в среднем 3,0 против 2,46), и поэтому коэффициент воспроизводства топлива существенно выше при первоначальной загрузке ²³⁹Pu.