Чтение онлайн

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.

Вопрос о широком применении реакторов на быстрых нейтронах мы закончили бы так. Реакторы этого типа являются высокоэффективными, и можно думать, что в ближайшее время, после решения некоторых пока еще не до конца решенных вопросов их производства и эксплуатации, АЭС с реакторами на быстрых нейтронах найдут широкое использование.

Прежде чем перейти к рассмотрению схем некоторых типов АЭС, хотелось бы кратко остановиться на еще одном важном вопросе. Учитывая, что при каждом делении ядра 235U или 239Pu один из образующихся при этом нейтронов расходуется на продолжение цепной реакции, часть нейтронов поглощается конструкционными материалами, а в реакторах на тепловых нейтронах еще и замедлителем, необходимо всемерно уменьшать утечку нейтронов. При этом, как и во многих других случаях, большое значение имеет геометрический фактор: отношение поверхности, в данном случае активной зоны реактора, к ее объему.

Чем меньше объем пространства, тем больше отношение поверхности этого пространства к его объему. Например, для куба с ребрами 3 м это отношение составляет 54/27=2, а для куба с ребрами 2 м — 24/8=3. Эта простая истина имеет в технике большое значение. Чем больше объем активной зоны реактора, тем больше в единицу времени образуется нейтронов. Чем больше поверхность, тем, естественно, больше и утечка нейтронов. Но с ростом объема отношение поверхности к величине объема уменьшается. Поэтому с ростом объема, в котором происходит ядерная реакция, утечка нейтронов по абсолютному значению растет, а по относительному значению (выраженная в процентах, например, к числу образующихся за то же время нейтронов) уменьшается. Из этого заключения следует, что существует минимальный, именуемый критическим, объем, при котором утечка нейтронов не превышает максимально допустимой, и, значит, возможна, цепная ядерная реакция. Если же объем меньше критического, цепная ядерная реакция протекать не будет.

В этом, кстати говоря, и заключается принципиальная основа атомной бомбы. Чтобы произвести ядерный взрыв, нужно соединить в одно целое несколько кусков делящегося материала, например 239Pu. Общий объем делящегося материала превысит критический, а масса его — критическую массу, начнется саморазвивающаяся ядерная реакция, произойдет взрыв.

На АЭС ядерного взрыва произойти фактически не может, так как ядерная реакция здесь в отличие от атомной бомбы управляется с помощью так называемых компенсирующих стержней, сделанных из материала, являющегося сильным поглотителем нейтронов, например из карбида бора. Извлечение стержней из зоны, где протекает ядерная реакция, или, наоборот, погружение в эту зону соответственно усиливает или ослабляет реакцию.

Если число возникающих и расходуемых, поглощаемых и теряемых в результате утечки нейтронов одинаково, то мощность реактора будет оставаться неизменной. Он' будет работать в установившемся режиме. Это достигается с помощью компенсирующих стержней.

Нельзя сказать, что в ядерной реакции, протекающей с искусственным замедлением нейтронов, 238U не используется вовсе. Поскольку замедленные нейтроны ядрами 238U поглощаются и процесс преобразования 238U в 239Pu все же происходит, в ядерной реакции с замедленными нейтронами может быть использовано на тонну природного урана 7 кг 235U (весь 235U) и примерно 10 кг 238U (всего лишь около 1 % 238U).

Рассмотрим теперь две схемы АЭС: 1) работающих на замедленных, тепловых нейтронах и 2) работающих на быстрых нейтронах.

Существует несколько типов атомных реакторов на тепловых нейтронах. Они различаются между собой главным образом в зависимости от того, какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла, образовавшегося в результате ядерной реакции. Имеются содо-водяные реакторы (в этом случае обычная вода служит и замедлителем и теплоносителем), уран-графитовые реакторы (замедлитель — графит, теплоноситель — обычная вода), газографитовые реакторы (замедлитель-графит, теплоноситель — газ, обычно СO2), тяжеловодные реакторы (замедлитель — тяжелая вода, теплоноситель — либо обычная вода, либо тяжелая вода).