Практически все действующие сегодня ядерные энергетические установки используют в качестве источника энергии изотоп урана 235U, ядра которого делятся при бомбардировке так называемыми тепловыми нейтронами, т. е. нейтронами, средняя кинетическая энергия которых соответствует температуре в реакторе, т. е. нескольким сотням градусов.
Природный уран состоит, в основном, из изотопа 238U и содержит лишь 0,7% 235U. Разделение этих изотопов представляет собой очень сложный и энергоемкий процесс. В обычных энергетических реакторах используется слабообогащенный природный уран, в котором содержание 235U повышено до 3—4,5%.
Схема ядерной реакции, происходящей в обычном реакторе на тепловых нейтронах, сводится к следующему. При делении ядра 235U, помимо ядер других элементов — осколков деления, образуется в среднем на каждое деление 2,5 нейтрона, средняя энергия которых очень велика — 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией практически не захватываются ядрами 235U, но поглощаются ядрами 23SU. В то же время тепловой нейтрон может быть захвачен ядром 235U и вызвать его деление, которое дает 2,5 новых нейтрона. Для того чтобы в реакторе могла существовать непрерывная самоподдерживающаяся реакция, необходимо, чтобы из образующихся при каждом делении 2,5 нейтронов хотя бы один вновь вызвал деление ядра 235U. Для этого образующиеся при делении быстрые нейтроны надо замедлить до того, как они поглотятся 238U и другими материалами, имеющимися в реакторе.
Необходимо заметить, что ядра 238U, поглотившие нейтрон, после ряда промежуточных реакций превращаются в новый химический трансурановый элемент плутоний
с порядковым номером 94 и атомной массой 239. Этот элемент по ядерным свойствам похож на 235U. По мере того, как в процессе работы реактора в нем накапливается 239Рu, он начинает частично захватывать тепловые нейтроны и делиться с выделением новых нейтронов и энергии.
Для замедления нейтронов в активной зоне реактора делящееся вещество (обогащенный уран) чередуют со специальными веществами — замедлителями, которые замедляют нейтроны, практически не поглощая их. В качестве замедлителей используются вещества, содержащие легкие ядра — вода, графит, окись бериллия, тяжелая вода. Самым лучшим замедлителем является тяжелая вода, но в энергетических реакторах чаще всего употребляется обычная вода или графит.
Энергия, освобождающаяся при делении ядер 235U и 239Рu, сосредоточенная в основном в энергии осколков деления и нейтронах, превращается в теплоту, отводится каким-либо теплоносителем и используется далее для выработки электроэнергии.
Работающий по такой схеме реактор на тепловых нейтронах использует ядерное топливо очень неэффективно.
Как уже отмечалось, в этой схеме «работает» в основном только 235U и небольшая часть 238U, превращающаяся в 239Рu. Длительность кампании, т. е. длительность пребывания ядерного горючего в реакторе должна быть такой, чтобы 235U не выгорел до конца, иначе реактор остановится. После окончания кампании твэлы, содержащие оставшиеся 235U и 238U, а также образовавшиеся осколки деления и 239Рu, должны быть удалены из реактора и направлены на переработку, в частности, для извлечения плутония. В гл. 2 отмечалось, что, если ориентироваться только на реакторы на тепловых нейтронах, то запасов ядерного топлива на Земле окажется немногим больше, чем нефти и газа.
Однако уже достаточно давно разработана концепция реактора-размножителя, работающего на быстрых нейтронах. Идея реактора-размножителя состоит в том, чтобы по возможности полно вовлечь в цикл энергетического использования наряду с 235U и основной изотоп 238U. Осуществляется это следующим образом. Как уже говорилось выше, нейтроны, образующиеся при делении ядра 235U, являются быстрыми и интенсивно поглощаются ядрами 238LJ. В обычном реакторе на тепловых нейтронах этот процесс второстепенный, тогда как в реакторе на быстрых нейтронах именно этот процесс оказывается основным — главная задача этого реактора превращать 238U в 239Рu.
Таким образом, если построить реактор, который будет работать с достаточно большим потоком быстрых нейтронов, то наряду с тем, что он будет выдавать энергию, в нем непрерывно с достаточно большим темпом ядра 238U будут превращаться в ядра 239Рu. Такой реактор рассчитывается так, чтобы количество производимого нового ядерного топлива превосходило количество использованного, и поэтому он называется размножителем. Это можно сделать потому, что при делении ядра 235LJ или 239Рц как уже говорилось, образуется 2,5— 2,8 нейтрона. Если какая-то часть из них будет затрачиваться на поддержание реакции в активной зоне и во всяком случае больше чем один нейтрон будет расходоваться на производство 239Рu, то ясно, что ядер 239Рu будет образовываться больше, чем будет исчезать исходных делящихся ядер.
Очень важной характеристикой такого реактора является коэффициент воспроизводства, т. е. величина, показывающая, сколько ядер 239Рu образуется на каждый распад ядра 235U. Часто вместо этой характеристики указывают тесно связанную с ней, называемую временем удвоения. Под временем удвоения понимают время, в течение которого в активной зоне реактора образуется количество 239Рu, которое достаточно, чтобы компенсировать выгоревшее исходное ядерное топливо и, кроме того, построить еще один такой же новый реактор, т. е. через время удвоения количество произведенного ядерного топлива позволит построить еще один реактор, подобный исходному.
Время удвоения сразу показывает, какой темп развития ядерной энергетики возможен, если ее базировать только на искусственно создаваемом ядерной топливе. Действительно, время удвоения τ приближенно связано с годовым приростом продукции р простой формулой:
τ = 1η 2/р.
Отсюда годовой прирост производства ядерной энергии, выраженный в процентах, при времени удвоения In 2100, для реакторов, равном τ, составит р= 100; например, при времени удвоения 10 лет (эта цифра сегодня считается реализуемой) возможен за счет воспроизводства ядерного топлива годовой прирост выработки энергии около 7%. Однако в начальный период внедрения реакторов-размножителей, когда их доля в общей выработке энергии будет мала, производство дополнительного горючего в них не может обеспечить сколько-нибудь быстрого развития энергетики в целом. Так, даже когда доля быстрых реакторов дойдет до 10% всей выработки энергии, упомянутые 7% их роста обеспечат только 0,7% годового прироста общей выработки энергии. В течение длительного переходного периода новое строительство реакторов-размножителей пойдет, в основном, не за счет собственного воспроизводства горючего, а за счет выработки плутония в тепловых реакторах, сжигающих обогащенный уран. Поэтому, чтобы ограничить суммарную потребность в природном уране за переходный период, внедрение быстрых реакторов должно происходить достаточно быстро.
Однако до сих пор число таких реакторов в мире исчисляется единицами, и следует считать, что они все еще находятся в опытно-промышленной стадии, хотя работы по созданию таких реакторов начались еще в 50-х годах. В СССР первый реактор на быстрых нейтронах был построен в г. Обнинске в 1955 г. В 1973 г. был пущен опытно-промышленный реактор БН-350 мощностью 350 мВт вблизи г. Шевченко. В последнее время сооружен реактор БН-600 мощностью 600 МВт на Белоярской атомной электростанции. В США первый реактор на быстрых нейтронах мощностью 60 МВт был сооружен в 1966 г. (электростанция Энрико Ферми), но проработал мало времени. Во Франции в 1973 г. введен в эксплуатацию реактор на быстрых нейтронах «Феникс» мощностью 250 МВт, в Великобритании в 1976 г. пущен реактор «Даунри» мощностью 250 МВт. Этим и исчерпывается весь мировой парк крупных реакторов- размножителей.
Столь медленное освоение реакторов-размножителей связано с рядом специфических трудностей их создания и эксплуатации.
Первая трудность состоит в том, что идея размножения ядерного топлива обязательно предполагает переработку топлива, извлекаемого из ядерного реактора. Когда после окончания кампании или ее этапа в активной зоне накопилось достаточное количество нового делящегося вещества, материал активной зоны следует направить на ядерно-химическое предприятие, на котором 239Рu (или 233U) должен быть отделен от других веществ активной зоны и использован для создания топливной загрузки нового реактора.
Процесс переработки материалов активной зоны, обладающих очень высокой радиоактивностью, представляет собой сложную и дорогостоящую операцию. Многие специалисты указывают на специфическую опасность такой переработки, связанную с возможностью хищения при транспортировке делящегося материала, который может быть использован для неконтролируемого производства атомной бомбы. Кроме того, плутоний является очень токсичным веществом, что увеличивает опасность работы с ним.
Вторая трудность состоит в том, что для обеспечения высокого коэффициента воспроизводства, или, что то же самое, для достижения малого времени удвоения, активная зона реактора-размножителя должна быть очень компактной. Это означает, что в единице объема активной зоны выделяются в виде теплоты очень большие мощности. В выполненных конструкциях эти мощности составляют несколько сот киловатт на 1 л объема активной зоны. Отвод таких больших количеств теплоты, выделяющихся в малых объемах, представляет трудную теплотехническую задачу, требующую применения специальных теплоносителей. Кроме того, следует учесть, что теплоноситель не должен действовать как замедлитель нейтронов. Поэтому наиболее распространенным теплоносителем для реактора-размножителя является жидкий натрий — очень активный щелочной металл, бурно реагирующий с водой и воздухом. Освоение технологии работы с таким теплоносителем, создание теплообменников, передающих теплоту от него, например воде, потребовало больших усилий физиков, химиков и инженеров. Еще и сегодня эти элементы продолжают дорабатываться.
Наконец, нельзя не учитывать оппозицию общественного мнения, которая, считая без достаточных оснований реакторы-размножители более опасными, чем обычные реакторы на тепловых нейтронах, особенно активно препятствует их созданию и эксплуатации.
По этим причинам сроки широкого внедрения реакторов-размножителей в ядерную энергетику все время отодвигаются.
С другой стороны, современная энергетическая конъюнктура требует, чтобы реакторы-размножители начали внедряться как можно раньше. Как уже было сказано, время удвоения для натриевых реакторов-размножителей следует оценивать в 10 лет. Следовательно, для того чтобы эти реакторы могли «размножиться» настолько, чтобы занять в энергетике заметное место, с момента их внедрения должно пройти несколько десятилетий. Поэтому многие специалисты считают, что с программой развития реакторов-размножителей человечество уже опоздало — в самые трудные по прогнозам десятилетия конца XX и начала XXI века эти реакторы уже не смогут внести большой вклад в утоление энергетического голода мира.
Таким образом, проблема внедрения реакторов-размножителей представляется одной из важнейших в энергетике.
