Ефим Балабанов - Ядерные реакторы

Таким образом, гораздо выгоднее получать ядерное горючее в ядерных реакторах, нежели производить разделение изотопов урана в весьма сложных и громоздких установках.

Размножающие (бридерные) реакторы.Мы видели в нашем примере, что из 2,5 нейтрона, выделяющихся при делении ядра урана 235, в среднем один нейтрон идет на поддержание цепной реакции, то есть на новое деление. Один нейтрон поглощается или выходит за пределы активной зоны реактора и только 0,5 нейтрона идет на получение плутония 239. Таким образом, каждые два ядра урана 235дают одно ядро плутония 239, то есть при расщеплении одного килограмма легкого изотопа урана получается 500 граммов искусственного горючего.

Нельзя ли так построить ядерный реактор, чтобы в нем «сгоревший» уран 235полностью заменялся новым ядерным горючим? Нетрудно догадаться, что в этом случае для получения атомной энергии можно было бы полностью использовать не только ничтожные количества урана 235, но и весь природный уран и торий.

В этом случае имеющиеся на земле запасы ядерного горючего были бы увеличены в несколько сот раз.

Оказывается, это вполне возможно.

Для восстановления ядерного горючего необходимо, чтобы каждое деление урана 235приводило к образованию хотя бы одного ядра плутония 239или урана 233. Иначе говоря, один из нейтронов, получившихся при делении, должен быть поглощен ураном 238или торием 232, которые затем превращаются в ядра плутония 239или урана 233. Но для существования цепной реакции, как мы знаем, необходим второй нейтрон, который будет производить деление урана 235. Тем самым из образующихся в среднем 2,5 нейтрона при каждом делении два нейтрона должны быть использованы в этих двух процессах. Но в ядерном реакторе имеются различные потери нейтронов, и весьма существенным источником потерь является сам уран 235, так как его ядра могут также поглощать нейтроны. При этом деления не происходит, а образуется ядро изотопа урана 236, излучающее гамма-квант:

Новые нейтроны в этой реакции не освобождаются.

В реакторе, где должно происходить восстановление ядерного горючего, все эти потери не должны превышать 0,5 нейтрона из числа нейтронов, получающихся в каждом акте деления, то есть не больше 20 процентов образующихся в реакторе нейтронов. Очевидно, надо найти возможности существенно уменьшить эти потери. В обычном реакторе с замедлителем, использующим природный уран, они составляют примерно 40–50 процентов всего количества нейтронов деления. Утечку нейтронов можно уменьшить, увеличив размеры котла или применив эффективный отражатель. Но в этом случае будет иметь место поглощение нейтронов в ядрах отражателя и увеличатся потери нейтронов в замедлителе, уране и примесях.

Работы ученых, доложенные на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии в Женеве в августе 1955 года, показали, что возможны три типа ядерных реакторов с полным восстановлением ядерного горючего.

Первый тип реактора основан на использовании быстрых нейтронов для цепного процесса.

Как уже говорилось, поглощение нейтронов ядрами почти всегда растет с уменьшением скорости нейтронов.

Вы, вероятно, наблюдали, как быстро летящая муха прорывает паутину, расставленную пауком. Муху спасает только ее скорость, ее энергия. Муха, летящая медленно, безнадежно застревает в паутине. Эта аналогия довольно правильно отражает поведение различных нейтронов в веществе. Медленный нейтрон долгое время находится вблизи ядра, в области действия ядерных сил, и поэтому имеется большая вероятность его поглощения: он может быть захвачен ядерными силами даже тогда, когда проходит на некотором расстоянии от ядра. Поглощение же быстрого нейтрона не всегда происходит даже при его столкновении с ядром. Таким образом, если цепной процесс будет идти на более быстрых нейтронах, то тем самым значительно уменьшатся бесполезные потери нейтронов. Поглощение быстрых нейтронов в уране 235, замедлителе и примесях в десятки раз меньше, чем медленных. Но в природном уране цепной процесс на быстрых нейтронах, как мы уже знаем, идти не может. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах, которые предназначены для восстановления ядерного горючего, должен применяться уран с большим содержанием урана 235.

Такой реактор называется размножающим (бридерным), и состоит он обычно из центральной части (ядра реактора) и оболочки (рис. 20).

Цепной процесс происходит в центральной части реактора, которая должна состоять из сплава урана, обогащенного легким изотопом, с каким-либо тяжелым металлом, слабо поглощающим нейтроны. Таким разбавителем может быть свинец или висмут. Объем центральной части должен быть рассчитан так, чтобы при его заполнении вес уранового сплава был немного меньше критического. Регулировка процесса может производиться добавлением небольшого количества сплава, приводящего систему в критическое состояние. В этом состоянии, как уже нам известно, один из нейтронов деления вызывает еще одно деление, то есть коэффициент размножения равен единице.

При работе такого реактора поглощение нейтронов невелико. Значительная часть их выходит из центральной части реактора и поглощается в оболочке, состоящей из урана 238или тория 232. При достаточно толстой оболочке выход нейтронов из реактора практически отсутствует.+

В оболочке нейтроны поглощаются ядрами урана 238или тория 232, образуя искусственное ядерное горючее — плутоний 239или уран 233.

Центральная часть реактора может состоять из чистого урана 235. Однако в этом случае подбор критических условий затруднен. Ничтожное добавление урана может привести к очень быстрому возрастанию коэффициента размножения, и когда он значительно превысит единицу, произойдет атомный взрыв.

Кроме того, при применении чистых расщепляющихся материалов центральная часть реактора будет иметь очень малый объем, в котором выделяется громадное количество тепла. Это затрудняет отвод тепла от реактора. Добавление значительных количеств разбавителя, естественно, облегчает регулировку цепного процесса и работу охлаждающей системы.

Вместо урана 235в центральной части реактора может использоваться плутоний 239или уран 233. При работе на быстрых нейтронах легче всего добиться полного восстановления горючего, применяя плутоний 239.