Энергетика сегодня и завтра

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.

Предположим, при распаде ядра рождаются три нейтрона. Одни из них вызовет деление другого делящегося ядра, и цепная реакция не затухает. Если один из двух оставшихся нейтронов поглотится ядром урана-238, то будет образовано ядро плутония-239 и тем самым осуществится воспроизводство ядерного горючего, так как на каждое «сгоревшее» ядро будет произведено одно новое делящееся. В результате реактор может работать бесконечно долго, потребляя только уран-238.

Но простое воспроизводство нас не удовлетворит, надо добиться воспроизводства расширенного, а для этого создать дополнительно еще одно ядро плутония-239. С помощью последнего — третьего — нейтрона из урана-238 и можно получить дополнительный плутоний.

К сожалению, от 30 до 60 процентов столь нужных «третьих» нейтронов либо улетает из реактора, либо поглощается в различных конструкционных материалах.

Зато оставшиеся 40–70 процентов поглощаются ураном-238, производя плутоний-239. Другими словами, каждое сгоревшее в реакторе ядро плутония-239 оборачивается 1,4–1,7 нового делящегося ядра. Так выглядит расширенное воспроизводство ядерного горючего.

Как эффективнее осуществить его?

Оказалось, выгодно активную зону реактора охлаждать натрием, отличающимся сравнительно большим атомным весом — 23. Если же отводить тепло с помощью воды, то ее легкие ядра водорода замедлят быстрые нейтроны до тепловой энергии, и тогда существенно увеличится их вредное поглощение, ухудшится воспроизводство плутония-239.