Сокровищница XXI века - Владислав Иванович Кузнецов

стоит вспомнить о громадной мощности реакторов и сравнительно низкой температуре плавления натрия (+98°С), как все становится на свои места. Иногда зону охлаждают гелием под давлением нескольких сот атмосфер. Другие теплоносители для охлаждения зон быстрых реакторов не подходят. Вещества, в состав которых входит водород (вода, органические соединения), быстро замедляют нейтроны, а ведь именно такие вещества снимают тепло в подавляющем числе современных машин. Любое вещество замедляет нейтроны, но чем оно тяжелее, тем больше столкновений требуется, чтобы нейтрон стал медленным. Если бросить на тяжелую металлическую плиту биллиардный шар, то он отразится почти с такой же скоростью, с какой падал на плиту. Пусть теперь летящий шар столкнется лоб в лоб с таким же по массе свободно подвешенным на нити покоящимся шаром — шары обменяются энергией. Шар-снаряд остановится, а шар-мишень приобретет всю энергию.

Для нейтронов тяжелые ядра играют роль стальной плиты: быстрый нейтрон замедлится до тепловых энергий только после 2000 столкновений с ядрами урана-238. Нейтрон, взаимодействуя с ядром водорода, которое весит почти столько же, в некоторых случаях за одно столкновение передает всю энергию протону.

Почему же еще не созданы промышленные быстрые реакторы?

Прежде всего потому, что сегодня высока стоимость их строительства и эксплуатации.

В таком реакторе цепная реакция идет, только если в нем заложено более сотни килограммов ценнейшего плутония — металла в десятки раз дороже золота. Недешево обходится и обслуживание современного быстрого реактора. Часто приходится заменять плутониевые стержни активной зоны, потому что после превращения незначительной части плутония в ядра-осколки вещество стержня меняет структуру, стержень теряет прочность и становится непригодным для дальнейшей эксплуатации. Его извлекают и направляют на химический завод — первое звено регенерации. Поэтому каждый грамм ядерного топлива, прежде чем сгореть в реакторе, несколько раз циркулирует по сложной технологической цепи: на химическом заводе, в металлургической лаборатории, в цехе, где плутоний заключают в герметичную защитную оболочку. Многократные переработки повышают стоимость энергии, а ведь в конечном итоге стоимость ядерной энергии должна стать ниже обычной. Тогда она вытеснит другие источники, по-настоящему внедрится в нашу жизнь. Значит, нужно уменьшить число циклов, повысить работоспособность активной зоны, разработать рациональную технологию химической переработки облученных в реакторе стержней, упростить их конструкцию.

«...Необходимо решить важные научные задачи, связанные с развитием реакторов на быстрых нейтронах, осуществляющих воспроизводство атомного топлива. Сооружение опытных реакторов-размножителей промышленного масштаба уже начато. Но их широкое внедрение ставит большие задачи перед наукой», — говорил президент АН СССР академик М. В. Келдыш.

Одна из основных задач, стоящая перед инженерами и учеными, которые работают над созданием и внедрением быстрых реакторов, — выбор рациональной схемы охлаждения активной зоны. Пока считается самой перспективной система охлаждения, когда активная зона, теплообменники и натриевые насосы погружены в общий большой бак, наполненный расплавленным металлом.

Другая задача — разработка плутониевых стержней, способных длительное время выдерживать мощные потоки нейтронов, тепла и гамма-лучей, не меняя своих геометрических размеров и прочностных характеристик.

Лишь после решения этих проблем начнется промышленное освоение реакторов с расширенным воспроизводством горючего.

Однако не только на быстрых реакторах возможно расширенное воспроизводство. Мы уже упоминали, что после облучения нейтронами природный торий становится искусственным изотопом уран-233. В цепной реакции на тепловых нейтронах уран-233 дает больше дополнительных нейтронов, чем уран-235 или плутоний, но меньше, чем плутоний в быстром реакторе. В специально сконструированном тепловом атомном котле, загруженном ураном-233 и торием, на каждый килограмм распавшегося в нейтронном потоке урана-233 можно получить 1,1 килограмма этого же изотопа. В наше время такие реакторы отодвинуты на второй план в основном потому, что в плутониевом цикле: плутоний осколки деления + нейтроны нейтроны + уран-238 — > плутоний, коэффициент воспроизводства больше, чем в уран-ториевом цикле: уран-233 осколки + нейтроны торий + нейтроны уран-233.

В первом цикле на грамм выгоревшего образуется 1,7 грамма нового плутония, а в уран-ториевом цикле на 1 грамм урана-233 возникает только 1,1 грамма ядерного горючего. Высокий коэффициент воспроизводства играет большую роль, но в конечном итоге важны экономические факторы — стоимость производимой энергии и возможность быстрого наращивания энергетических мощностей.

Кроме коэффициента воспроизводства, приходится учитывать и оборачиваемость ядерного горючего. Так, скажем, если уран-233 в тепловом реакторе будет сгорать в 10 раз быстрее, чем плутоний в реакторе на быстрых нейтронах, то за один и тот же период уран-ториевый реактор даст прибавку горючего, равную его первоначальной загрузке (100 %), а уран-плутониевый только 70 %.

Почему такое предпочтение уран-ториевому циклу? Есть для этого веские основания. Уран-ториевый цикл протекает в тепловом реакторе, где горючее распределено вместе с замедлителем в большом объеме. В тепловую активную зону сравнительно просто ввести много охладителя и с каждого грамма урана-233 снять огромное количество тепла — гораздо большее, чем с грамма плутония, заложенного в компактную и трудную для охлаждения зону быстрого реактора.

Поэтому сейчас некоторые ученые считают, что списывать со счета уран-ториевый цикл еще рано. Быть может, развитие ядерной энергетики заставит нас изменить взгляды на соотношение сил в конкурентной борьбе «быстрых» и «медленных» реакторов.

Этап тепловых реакторов — естественная и неизбежная ступень в ядерной энергетике. Первоначальные запасы плутония, необходимые для пуска быстрых реакторов-размножителей, можно было накопить лишь в тепловых реакторах на естественном уране. Тепловой этап уже пройден. Плутония получено достаточно для загрузки многих реакторов-размножителей. Так, по опубликованным данным, в США ежегодно производится около 10 тонн плутония в год.

Волнует еще очень важная проблема — безопасность мощных ядерных установок. Системы автоматического регулирования должны быть такими, чтобы полностью исключалась возможность самопроизвольного разгона реактора в любых условиях. Должны быть предусмотрены даже землетрясения! Ведь если после сильного сейсмического толчка разрушится корпус реактора, выйдет из строя система регулирования мощности и начнется неуправляемый разгон, то нетрудно представить себе последствия — спекшиеся от высокой температуры стержни с ураном, выход в атмосферу радиоактивности, выпадение ее на поселки и города.

Инженеры принимают меры, исключающие полностью такие нежелательные сюрпризы. Реактор строят так, чтобы при любом повреждении любого существенного узла цепной процесс сам по себе останавливался.

Возникает и проблема удаления ядер-осколков, накапливающихся во время работы ядерных установок. Осколки — мощный источник ядерных излучений. Радиоактивность килограмма осколков превосходит мощность излучений 100 тысяч тонн богатой урановой руды! На первый взгляд цифра устрашающая. И все же ученые и инженеры нашли безопасные способы химической переработки ядерного горючего, способы надежного хранения радиоактивных отходов. Постоянно совершенствуются методы химического разделения продуктов ядерных процессов на отдельные элементы. Тем самым расширяется область применений радиоактивных отходов. Иногда встречаются высказывания, что использование излучений осколков деления может быть не менее эффективным для народного хозяйства, чем и сама ядерная энергетика.