Энергетика сегодня и завтра

Топливная проблема в ядерной энергетике ставится по-другому, чем в энергетике нефти или газа. Если атомная станция вырабатывает электрическую мощность в один миллион киловатт, то за проектный срок службы она израсходует около 5 тысяч тонн урана. Казалось бы, не так много по сравнению с общими запасами этого радиоактивного элемента. Беда в том, что он содержится в земных недрах не столько в рудных залежах, сколько в рассеянном виде, и его концентрация в породах очень низкая. Добыча ядерного топлива обходится весьма дорого.

Не дешевле ли извлекать уран из морской воды — там его около 3 миллиардов тонн? Хватит для снабжения топливом в течение трехсот лет почти ста тысяч АЭС!

Увы, это обойдется в 10–20 раз дороже разработки рудных месторождений. Они-то и служат в настоящее время основным источником ядерного горючего.

По данным Международного агентства по атомной энергии, в сравнительно доступных для разработки рудных залежах сосредоточено во всем мире около 8–10 миллионов тонн урана. На таких запасах ядерная энергетика сможет просуществовать лишь несколько десятков лет. Ситуация такая же, как с нефтью и газом: дешевого сырья значительно меньше дорогого. Действительно, нефти тоже под землей много, нужно только поглубже бурить и тратить больше средств на добычу.

Но у ядерной энергетики есть одна коренная отличительная особенность. На ядерных энергетических станциях можно в принципе, кроме электроэнергии, производить также искусственное ядерное горючее. Оно, правда, обходится дороже, чем природный уран из рудных жил, однако по мере истощения дешевых месторождений придется разрабатывать все более труднодоступные и малорентабельные залежи или заниматься рудами с малой концентрацией радиоактивного сырья. Когда же стоимость добываемого природного урана сравняется со стоимостью искусственного ядерного топлива, атомная энергетика станет производить ядерное горючее на специальных промышленных атомных фабриках. При этом его стоимость возрастет в 3–4 раза и далее останется стабильной на сотни лет.

В 1973 году такая необычная атомная станция заработала в пустынной местности полуострова Мангышлак на берегу Каспийского моря в крае, богатом минеральными ресурсами, но бедном электроэнергией и пресной водой. Для жителей города Шевченко она стала давать электроэнергию и пресную воду, а для атомной энергетики — искусственное топливо — плутоний. Новая станция получила название БН-350. Это значит, что она работает на быстрых нейтронах и в качестве теплоносителя использует в реакторе натрий в жидком расплавленном виде, а 350 — электрическая мощность, которую можно было бы получить, если бы все полученное тепло превратилось в электроэнергию. На самом деле установка дает только 150 мегаватт электроэнергии, а остальное тепло расходуется на производство 120 тысяч тонн пресной воды в сутки.

Во всех отношениях ввод в действие первого промышленного реактора на быстрых нейтронах стал большим достижением советской атомной энергетики и вызвал значительный интерес за рубежом. Успех пришел не случайно. Быстрые реакторы давно привлекали внимание советских ученых. Ранее в Физико-энергетическом институте в городе Обнинске была создана и исследована целая серия подобных установок малой мощности. В Научно-исследовательском институте атомных реакторов в Дмитровграде вскоре вступил в строй опытный реактор БОР-60 мощностью 60 тысяч киловатт. В 1973 году пришла очередь БН-350, и затем последовали БН-600 и БН-800.

Каким же образом создается искусственное топливо?

Дело в том, что когда в реакторе на быстрых нейтронах сжигается ядерное горючее, то одновременно создается новое в количестве, превышающем сгоревшее. Топливо размножается? Да! Поэтому установку БН-350 и подобные ей стали называть реакторами-размножителями на быстрых нейтронах.

Новое топливо — делящееся ядро плутония-239 — образуется при поглощении нейтрона «сырьевым» ядром урана-238. Этот изотоп почти не делится, но в природном уране его в 140 раз больше, чем делящегося изотопа урана-235. Вот почему его очень выгодно превращать с помощью нейтронов в делящийся изотоп — плутоний-239. Сделать это непросто. Например, для расширенного воспроизводства искусственного ядерного топлива не годятся реакторы на тепловых нейтронах, в которых используется уран-235. В них просто не хватает нейтронов, вызывающих деления ядер, в момент расщепления вылетает всего в среднем 2,5 свободного нейтрона. А в реакторе-размножителе типа БН-350 — их уже 3.

Казалось бы, разница столь незначительна, что вряд ли она играет какую-нибудь роль, тем более что половинок нейтрона вообще нет в природе. Это — статистическая величина: в одном случае при делении вылетит всего два нейтрона, в другом — три, а в среднем — 2,5.

В реакторе на быстрых нейтронах расщепляющееся ядро плутония испускает и два и четыре, но в среднем будет 3.