Моисей Нейман - Термоядерное оружие

Предположим, что в ядерном реакторе имеется 100 нейтронов. Если это «поколение» нейтронов в результате поглощения ураном и других процессов исчезает и вместо него при делении ядер урана образуется новое поколение, например 101 нейтрон, то число нейтронов в результате цепной реакции с течением времени будет возрастать. При этом выделяется огромное количество энергии, тепловыделяющие элементы и графит так быстро разогреваются, что может произойти серьезная авария. Чтобы исключить такую возможность, в графитовой кладке заранее оставляют каналы, в которые погружают специальные компенсирующие стержни 3 . Эти стержни изготовляют из материалов, которые хорошо поглощают медленные нейтроны. В качестве таких материалов можно применять металлы: кадмий или гафний, а также бористую сталь или карбид бора.

Для регулировки процесса в ядерном реакторе служат изготовленные из вышеуказанных материалов специальные регулировочные стержни 4 , также перемещающиеся в каналах в графитовой кладке.

Часть медленных нейтронов, беспорядочно двигающихся в графитовом сердечнике, подходит к поверхности кладки, вылетает из нее наружу и не принимает больше участия в цепной реакции. Для борьбы с утечкой нейтронов из реактора сердечник последнего окружается толстым слоем графита 5 , который играет роль отражателя нейтронов. Благодаря отражателю ядерное топливо в урановом котле используется значительно полнее.

При делении урана образуются гамма-лучи, уносящие с собой часть освобождающейся энергии. Гамма-лучи испускаются также при распаде радиоактивных изотопов, образующихся при делении урана. Гамма-лучи, попадая в организм человека, животных и растений, в значительных количествах оказывают вредное биологическое действие. Вредно действуют на человека и животных также нейтроны, которые в большом количестве образуются в ядерном реакторе.

Для защиты обслуживающего персонала от гамма-лучей и нейтронов ядерный реактор окружается толстой стеной 6 из специального бетона.

Мы знаем, что при делении урана освобождается большое количество энергии, значительная часть которой выделяется в виде тепла. Ядерный реактор, в котором делится 1 кг урана в сутки, развивает тепловую мощность около 1 млн. квт . Если выделяющееся тепло не отводить, то реактор вскоре перегреется, отдельные части его расплавятся и произойдет авария. Поэтому существенной частью каждого ядерного реактора является система охлаждения. На рис. 20 показана труба 7 , через которую подводится к реактору холодная вода или другой охладитель, и труба 8 , через которую он отводится. Внутри ядерного реактора охладитель распределяется по многочисленным трубкам, которые подводят его к отдельным тепловыделяющим элементам.

Рассмотрим теперь несколько подробнее процессы, происходящие при замедлении нейтронов. Большинство образующихся при делении урана 235 нейтронов влетают в графитовый замедлитель, имея скорость около двадцати тысяч километров в секунду (за 2 секунды такой нейтрон мог бы облететь вокруг земного шара). После нескольких десятков столкновений с ядрами замедлителя они растрачивают свою энергию, причем скорость их уменьшается в 10 000 раз, то есть до 2 км/сек . Первые нейтроны называются быстрыми, а вторые — медленными.

Многочисленные опыты показали, что уран 238 делится лишь быстрыми нейтронами (со скоростями не менее 20 000 км/сек ), а уран 235 и плутоний 239 делятся и быстрыми и медленными (медленными даже с большей вероятностью).

Так как медленные нейтроны не только с большей вероятностью делят уран 235, но также с большей вероятностью захватываются почти всеми химическими элементами, то замедлитель и уран должны быть хорошо очищены от примесей. Примеси, захватывая нейтроны, мешают развитию цепной реакции.

Как следует из сказанного, процесс в ядерном реакторе сводится к тому, что в тепловыделяющих элементах постепенно расходуется, «выгорает» уран 235 и накапливается новое ядерное горючее — плутоний 239. В результате деления урана 235 в тепловыделяющих элементах накапливаются также продукты деления.

Чтобы ядерный реактор мог продолжать работу, необходимо отработанные тепловыделяющие элементы полностью или частично заменять новыми. В отслуживших элементах содержится большое количество урана 238, остатки невыгоревшего урана 235, «осколки» деления и образовавшийся плутоний 239. Эти топливные элементы поступают на специальный химический завод, где из них химическими методами выделяют чистые соединения плутония и удаляют «осколки» деления. Вещества, содержащие ценное ядерное горючее — плутоний, направляют на металлургический завод, где производится выделение чистого металлического плутония.

В ядерном реакторе мощностью 100 000 квт в течение суток получается примерно 60–100 г плутония. «Осколки» деления в качестве компактных источников излучения или меченых атомов могут быть использованы для контроля производственных процессов, для лечения и распознавания ряда заболеваний в медицине, для изучения процессов развития растений в сельском хозяйстве и для научных исследований. Расширение применения «осколков» деления и других радиоактивных изотопов для указанных целей рекомендуется директивами XX съезда КПСС по шестому пятилетнему плану.

В капиталистических странах ведутся работы по использованию «осколков» деления в качестве боевых радиоактивных веществ.

Остающиеся после выделения плутония и «осколков» деления вещества, содержащие уран 238, подвергаются очистке и направляются на металлургический завод, где из них готовят металлический уран.

Рассмотрим процессы, в которых участвуют нейтроны по мере их замедления. На рис. 21 изображена полоса, ширина которой схематично показывает количество нейтронов. Вначале нейтроны имеют скорость в среднем 20 000 км/сек . При этой скорости небольшая часть нейтронов производит деление урана. Получаются «осколки» деления, а число нейтронов возрастает приблизительно на 3%. Часть нейтронов уходит из активной зоны реактора и теряется, не принимая участия в процессе. Отражатель позволяет сохранить для участия в процессе часть нейтронов, отражая их обратно в активную зону. Нейтроны средних скоростей с большой вероятностью поглощаются ураном 238 (в конечном итоге получается плутоний).

Медленные нейтроны захватываются примесями, «осколками» деления, материалом регулировочных стержней и различными материалами конструкций реактора. Некоторая часть медленных нейтронов захватывается ураном 235, который превращается в уран 236. Лишь остальные медленные нейтроны (около 40% от начального числа быстрых нейтронов) производят деление урана 235. Так как при каждом делении образуется в среднем 2,5 быстрых нейтрона, то в результате получается столько же быстрых нейтронов, сколько было вначале. Таким образом, при указанных соотношениях число нейтронов сохраняется постоянным.