Страницы истории науки и техники

Теперь уже строительство новых, все более мощных атомных электростанций (АЭС) ни у кого не вызывает удивления, рассматривается как обычное дело, а между тем освобождение и использование ядерной энергии является одним из наиболее крупных событий XX в. К сожалению, это великое открытие было использовано не только в мирных, но и в военных целях. Мир узнал о нем из сообщений о взрывах американских атомных бомб над японскими городами Хиросима и Нагасаки 6 и 9 августа 1945 г.

Мы скажем здесь очень кратко о физических основах атомной энергетики и об устройстве АЭС. Еще в конце 30-х годов XX в. было установлено, что ядро атома изотопа урана с атомным весом 235, ²³⁵U, под воздействием нейтрона делится на осколки и что этот процесс сопровождается большим энерговыделением. Естественно, это открытие не осталось без внимания.

Мы не имеем возможности описывать в хронологическом порядке, как дальше развивались события, а сразу же перейдем к рассмотрению физических процессов, происходящих в атомном реакторе. Деление ядра ²³⁵U происходит, как уже сказано, под действием нейтрона (в результате попадания нейтрона в ядро). Чрезвычайно важно, что при делении ядра число испускаемых нейтронов больше единицы. Для ядра ²³⁵U, если в него попадает так называемый замедленный, или тепловой, нейтрон, это число в среднем составляет 2,46. Это значит, что может быть осуществлена цепная, развивающаяся реакция. Это значит также, что должны быть приняты меры против бесполезной утечки нейтронов.

Природный очищенный от примесей уран состоит почти исключительно из двух изотопов: ²³⁵U и ²³⁸U, причем ²³⁵U в природном уране содержится только 0,7 %, а ²³⁸U — 99,3 %. Особую ценность, по крайней мере теперь, представляет ²³⁵U, так как он является единственным известным само расщепляющимся ядерным топливом, встречающимся в природе. При делении 1 кг ²³⁵U выделяется огромная энергия (тепло), равная энергии (теплу), которая образовалась бы при сжигании 2,7·10⁶ кг условного топлива, т. е. топлива, имеющего теплотворную способность 7000 ккал/кг. Другими словами, 1 г ²³⁵U энергетически эквивалентен 2,7 т условного топлива (2,7 т у. г.).

Существуют два типа принципиально отличных друг от друга ядерных реакторов: работающие на тепловых нейтронах и работающие на быстрых нейтронах. В реакторах на тепловых нейтронах образовавшиеся в процессе ядерной реакции, обладающие высокой энергией и поэтому называемые быстрыми нейтроны искусственно замедляются, их энергия делается приблизительно в 100 раз меньше. Они могут, как уже говорилось, вызывать распад ядер атомов ²³⁵U, но только в малой мере воздействовать на ядра атомов ²³⁸U, преобразуя их в количестве всего лишь около 1 % в плутоний, ²³⁹Pu. Последний в природе практически не встречается и, следовательно, является искусственным, созданным человеком элементом, близким по своим свойствам к ²³⁵U.

Следовательно, в реакторе на тепловых нейтронах используется весь ²³⁵U и около 1 % ²³⁸U, т. е, около 2 % природного урана.

Для того чтобы быстрые нейтроны превратить в тепловые, используются так называемые замедлители нейтронов, которыми могут служить графит, обычная или тяжелая вода. Замедление нейтронов происходит в результате их столкновений с ядрами замедлителя. При этом нейтроны не только замедляются (что и требуется), но частично поглощаются (что уже плохо).

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.