Моисей Нейман - Термоядерное оружие

Реакторы, работающие на медленных нейтронах, в настоящее время имеют наибольшее распространение. Однако существуют также реакторы на быстрых нейтронах, работающие без замедлителя. В реакторах на быстрых нейтронах применяется небольшое количество почти чистого ядерного горючего. Эти реакторы появились лишь недавно, но их изучение и строительство развиваются очень быстро, так как они имеют ряд преимуществ по сравнению с реакторами на медленных нейтронах.

Кроме урановых реакторов, существуют ториевые реакторы. Топливные элементы этих реакторов изготовлены из металлического тория, содержащего 1,5–5% какого-нибудь ядерного горючего, например урана 235. Процессы, происходящие в ториевом реакторе, весьма похожи на процессы в урановом реакторе. Получающиеся в ториевом реакторе в результате деления ядер урана 235 нейтроны замедляются, и часть их поглощается торием 232, который превращается в торий 233. Последний распадается, испуская бета-частицу, и превращается в протактиний 233. Протактиний 233 в свою очередь распадается с испусканием бета-частицы, причем образуется уран 233. Последний изотоп распадается очень медленно (его период полураспада равен 160 000 лет) и прекрасно делится при захвате как быстрых, так и медленных нейтронов. Поэтому он наряду с ураном 235 и плутонием 239 является ядерным горючим. Хотя в настоящее время уран 233 получается лишь в опытных ядерных реакторах, но в будущем это ядерное топливо несомненно приобретет большое значение.

Ториевые минералы встречаются в ряде мест, причем торий встречается в земной коре чаще, чем уран.

Ядерные реакторы до последнего времени служили главным образом для производства ядерного горючего — плутония из природного урана. Советский Союз практически указал миру другое использование ядерных реакторов — для создания промышленных атомных электростанций.

Сверхтяжелый водород — тритийв природе существует в ничтожных количествах. Он образуется в верхних слоях атмосферы под влиянием космических лучей.

Основной реакцией образования трития является реакция быстрых космических нейтронов с азотом:

Однако накопиться в заметных количествах тритий не может, так как является радиоактивным изотопом с периодом полураспада 12,4 года. При распаде он выбрасывает бета-частицу, превращаясь в гелий:

Искусственное получение трития основано на реакции медленных нейтронов с ядрами легкого изотопа лития 3Li 6:

Для получения трития в больших количествах природный литий, являющийся смесью двух изотопов — лития 6 и лития 7, помещают в ядерный реактор, используя его вместо части компенсирующих стержней. Под действием медленных нейтронов литий 6 превращается постепенно в тритий и гелий.

Получающийся в реакторе тритий частично растворяется в литии и образует с ним химическое соединение — гидрид лития, в котором с атомом лития соединен атом трития (LiT). Из гидрида лития выделить тритий очень трудно, так как это устойчивое соединение даже при сильном нагревании разлагается с трудом. Поэтому в реакторе невыгодно облучать металлический литий. Раньше облучали соль лития — фтористый литий (LiF). В последнее время применяют сплавы лития с магнием, из которых тритий выделить легче.

Тритий — газ. Для хранения и употребления его обычно переводят в тритиевую воду (Т 2О), которую получают сжиганием трития в кислороде или в воздухе.

Получение тритияв ядерных реакторах сопряжено с уменьшением производства плутония, так как введение лития с целью получения трития вызывает дополнительный расход ядерного горючего без соответствующего образования плутония. Производство в ядерном реакторе 1 кг трития сопряжено с уменьшением производства плутония примерно на 80 кг . Кроме того, получение трития требует огромных затрат энергии и сырья — урана.

В период начала работ по созданию термоядерного оружия в США 1 кг трития стоил 500 млн. долларов. Для получения 1 кг трития требовалось 11–12 т металлического урана; для ежедневного производства 2 г трития нужно было 10 кг урана 235 и реактор мощностью в 1 млн. квт. Гигантский завод, производящий тритий, должен был работать два с половиной года, чтобы создать количество трития, необходимое для одной водородной бомбы (очевидно, дейтериево-тритиевой). Теперь производство трития обходится значительно дешевле. Но и в настоящее время стоимость трития в США еще в тысячи раз выше стоимости газообразного дейтерия и составляет сотни тысяч долларов за 1 кг .

Природная вода, в водороде которой обычно содержится 0,014% дейтерия, является самым удобным сырьем для получения дейтерия. Вода доступна, и ее запасы практически неисчерпаемы.

Получение дейтерияв чистом виде связано с необходимостью разделения изотопов водорода.

Задача разделения изотопов водорода несравненно проще, чем других элементов. В самом деле, дейтерий тяжелее обычного водорода в 2 раза, тогда как, например, изотоп урана U 238тяжелее изотопа U 235менее чем на 1,3%. Поэтому ряд физических свойств (плотность, теплопроводность и др.) соединений тяжелого и легкого водорода заметно различаются, тогда как у соединений двух изотопов урана такие различия практически отсутствуют. Так, например, плотность тяжелой воды D 2O равна 1,1079 г/см 3, кипит она при 101,42° C и замерзает при 3,802° C.

Благодаря такому различию в свойствах тяжелая вода может быть сравнительно просто отделена от обычной воды перегонкой (за счет различия в температурах кипения), а также электролизом. Таким образом, выделять дейтерий из воды в концентрированном виде можно различными методами.

Раньше всего был разработан метод, основанный на разложении воды электрическим током. Как известно, при этом вода распадается на водород и кислород. Опыты показали, что обычная вода Н 2О гораздо легче разлагается электрическим током, чем тяжелая вода D 2O. Поэтому содержание дейтерия в водороде, выделяющемся при электролизе, примерно в 5 раз меньше, чем его относительное содержание в подвергающейся разложению воде.

Ясно, что при электролизе остающаяся неразложенной вода все больше и больше обогащается дейтерием. Этот метод позволяет в конце концов получить воду, водород которой содержит более 99% дейтерия и лишь около 1% обычного водорода. Такой метод получения тяжелой воды может применяться только в тех странах и районах, где велико производство электроэнергии и она дешевая.

Второй метод основан на том, что обычная вода кипит при несколько более низкой температуре, чем тяжелая вода. Поэтому легкую воду можно отделить от тяжелой воды при помощи многократной перегонки. Таким образом, на опытных установках удавалось повышать содержание дейтерия в водороде воды от 0,014% до 88–92%. Дальнейшее концентрирование дейтерия целесообразнее производить путем электролиза.