Чтение онлайн

Энергетиками и физиками были найдены теплоносители, которые не только хорошо отводят тепло, но и обладают малой активностью в отношении реакций с нейтронами. Сравнительно слабая радиоактивность таких теплоносителей облегчает их использование в тепловой схеме.

Физиками были разработаны и исследованы различные защитные средства, предохраняющие обслуживающий персонал от биологически вредных излучений.

Эти и многие другие очень трудные задачи были решены советскими учеными и инженерами, прежде чем первая в мире советская атомная электростанция дала промышленный ток.

Ядерное топливо. Атомная энергетика ближайшего будущего в качестве ядерного горючего будет использовать не только уран235, но и весь природный уран и торий. Размножающий реактор будет давать не только атомную энергию для вращения генераторов электростанции, но и вырабатывать определенное количество искусственного ядерного горючего.

Однако читатель уже знает, что для работы такого реактора необходим либо чистый уран235, либо уран, обогащенный легким изотопом.

Существующие методы разделения изотопов или обогащения урана очень сложны и дороги. Но, оказывается, можно в энергетической схеме использовать природный уран и торий.

Мы можем всегда накопить первоначально некоторое количество плутония в реакторе на природном уране, использующем медленные нейтроны. Вряд ли в таком реакторе можно эффективно получать атомную энергию, так как он при высоких температурах работает неустойчиво. Однако в результате работы такого реактора в нем получается достаточное количество плутония, из которого может быть затем изготовлена центральная часть размножающего реактора.

Такая вполне возможная схема использования природного ядерного горючего в энергетической установке представлена на рис. 46. Урановая руда из рудника направляется на обогатительную фабрику, где урановые соединения (минералы) отделяются от пустой породы. Из минералов на химическом заводе получается чистый металлический уран, из которого на металлургическом заводе отливаются урановые блоки.

Рис. 46. Схема использования природного ядерного горючего в энергетической установке

Металлический уран легко окисляется на воздухе, поэтому урановые блоки на том же заводе заделываются в тонкую оболочку из алюминиевого сплава.

В таком виде блоки природного урана поступают в урановый котел, работающий на медленных нейтронах, и участвуют в ядерных реакциях по накоплению плутония. Отработанные урановые блоки, содержащие плутоний и «осколки», подвергаются химической и металлургической обработке на заводе. Здесь от них отделяются «осколки» и плутоний. Плутоний затем направляется или в центральную часть размножающего реактора, работающего на быстрых нейтронах, или на склады; «осколки» идут на завод по изготовлению радиоактивных препаратов. Остальной материал, который состоит в основном из урана238, используется во внешней части размножающего реактора, где снова образуется плутоний239.

Атомное горючее центральной части размножающего реактора время от времени требует замены, так как плутоний «выгорает» и в нем накапливаются «осколки». Отработанный плутоний отправляют на обрабатывающие химические и металлургические заводы, где он подвергается очистке от «осколков». После очистки он снова возвращается обратно в размножающий реактор, а «осколки» используются для изготовления радиоактивных препаратов. Нейтроны, выходящие из центральной части реактора, поглощаются в наружной оболочке, где образуют плутоний. Время от времени блоки с ураном238 вынимают из оболочки и направляют на обработку. Выделенный из них плутоний тоже идет в центральную часть размножающего реактора, а урановые блоки возвращаются обратно в наружную оболочку. Так сгоревший плутоний полностью восполняется. В урановых блоках внешней части реактора также образуются «осколки» ядер, так как имеющийся там уран делится под действием быстрых нейтронов, вылетающих из центральной части размножающего реактора.

После того как урановый котел на медленных нейтронах произвел достаточное для размножающего реактора количество плутония, его работа больше не нужна. В дальнейшем размножающий реактор может не только обеспечить себя необходимым количеством плутония, но и создать некоторый запас искусственного ядерного горючего. Этот запас может быть использован для пускового периода других энергетических установок.

Если рассматривать строительство атомных электростанций в большом государственном масштабе, то, по всей вероятности, целесообразнее создать производство плутония в больших реакторах на природном уране. Нескольких лет работы таких реакторов достаточно, чтобы затем можно было произвести одновременный запуск большого числа размножающих реакторов крупных энергетических установок.

Примерно по той же схеме работает атомная станция, использующая торий. При использовании тория химическая обработка блоков должна заключаться в отделении урана233 от тория.

В таких схемах предусмотрено полное использование природного урана или тория. Тепло размножающего реактора превращается в электрическую энергию на атомной электростанции. Некоторое количество накапливающегося плутония239 или урана233 идет на запуск других энергетических установок. Наконец, «осколки», вес которых примерно равен весу разделившегося урана233 или плутония239, могут быть использованы как радиоактивные препараты в различных отраслях народного хозяйства.

Отвод тепла от ядерного реактора. В работающем реакторе большая часть атомной энергии превращается в теплоту и нагревает тело реактора. Для охлаждения его, для отвода получившегося тепла от реактора и использования тепла в промышленных условиях используются жидкие или газообразные вещества — теплоносители.

Проще всего, казалось бы, использовать в качестве охлаждающей жидкости расплавленный уран, плутоний или жидкий замедлитель. Но для достаточно эффективного отвода тепла нужны большие количества теплоносителя. Это обстоятельство, а также высокая радиоактивность ядерного горючего во время цепного процесса затрудняют использование таких охлаждающих веществ в реакторе. Поэтому сейчас в большинстве случаев применяют «нейтральные» теплоносители, которые, нагреваясь, не принимают непосредственного участия в самом процессе получения энергии.

Таким теплоносителем может быть, например, простая вода в урано-графитовом реакторе на медленных нейтронах, где применяется природный уран. На рис. 47 приведен разрез небольшого участка рабочей части такого реактора. Урановые блоки помещаются в алюминиевой трубке, которая вставляется в цилиндрическое отверстие графитового блока прямоугольной формы. Вода поступает в зазор между алюминиевой оболочкой уранового блока и стенкой трубки. Так как вода сильно поглощает нейтроны, то для того чтобы избежать большой потери нейтронов, заставляют воду проходить через тонкие зазоры с очень большой скоростью. Недостатком такой системы является то, что нельзя получить температуру теплоносителя выше 100 градусов. При более высоких температурах усиленное парообразование приводит к разрывам потока воды и, следовательно, к сильным местным перегревам.

Рис. 47. Разрез участка рабочей части урано-графитового реактора. В зазоре между стенкой трубы и алюминиевой оболочкой уранового блока протекает вода, отбирающая тепло от ядерного реактора

Очевидно, что при температуре 100 градусов практически нельзя получить атомную энергию для промышленных целей. Поэтому такой теплоноситель может быть применен только в первичных реакторах, где природный уран используется для получения искусственного ядерного горючего — плутония239 и радиоактивных изотопов. Положение могло бы измениться, если бы заставить воду проходить в реакторе под большим давлением. Как известно, под большим давлением вода кипит при более высокой температуре, но тогда стенки труб надо делать более прочными и толстыми, а это приведет к поглощению ими большого количества нейтронов. При использовании природного урана такая потеря нейтронов исключает осуществление цепного процесса.