Люди и атомы

Лоуренс Уильям Л.

В ядерном реакторе около половины нейтронов, освобождаемых в процессе деления, идет на поддержание цепной реакции, т. е. на расщепление других атомов урана-235 и, следовательно, на выделение тепла. Другая половина попадает в ядро неделящегося урана-238.

Когда нейтрон попадает в ядро атома урана-238, он превращает его в новый элемент — плутоний, не существующий в природе. Таким образом, плутоний является делящимся элементом, который, как и уран-235, расщепляется нейтронами. Аналогичным образом, когда нейтрон попадает в торий, тот превращается в делящийся изотоп — уран-233, не существующий в природе.

Однако в реакторе, работающем

на природном смешанном уране, только 80% нейтронов, не требующихся для поддержания цепной реакции, идет на превращение урана-238 в плутоний. Это означает, что в результате расщепления 6,3 килограмма урана-235, содержащихся в тонне природного урана, образуется лишь 5 килограммов плутония; они, в свою очередь, создадут лишь 4 килограмма и т. д. со скоростью, уменьшающейся на каждой стадии на 20%, так что всего окажется использованным лишь 3% всего урана.

На самом же деле в таком реакторе будет израсходовано урана значительно менее 3%, так как после работы в течение некоторого времени осколки расщепленных атомов (продукты деления, или ядерная зола) отравляют реактор, поглощая так много нейтронов, что оставшихся не хватает даже для поддержания цепной реакции. Поэтому приходится останавливать реактор, убирать тепловыделяющие элементы и устранять продукты деления, представляющие собой 90 радиоактивных изотопов, обращение с которыми требует особой осторожности. Именно на это уходит больше всего средств при использовании ядерного реактора этого типа.

Существует несколько типов ядерных реакторов; все они еще проходят экспериментальную проверку, и многие, без сомнения, будут пущены в ближайшие несколько лет. Некоторые реакторы работают на обогащенном топливе, где к естественному урану добавлено небольшое количество очищенного урана-235. Другим интересным видом реактора является гомогенный реактор, где ядерное топливо находится в виде раствора, из которого непрерывно удаляются продукты деления.

Но самым многообещающим реактором из всех является реактор-размножитель, способный воспроизводить больше ядерного топлива, чем потреблять.

Реактор-размножитель — это одно из современных чудес. Существует пословица: один пирог два раза не съешь. Тут вы можете не только два раза съесть один и тот же пирог, а напротив — чем больше вы съедаете пирога, тем больше его у вас остается.

В размножителе использовано то обстоятельство, что в результате деления одного ядра в среднем образуется 2,5 нейтрона. Так как для поддержания цепной реакции, т. е. для расщепления других атомов, нужен всего один нейтрон, то остается 1,5 нейтрона для превращения урана-238 в плутоний.

Таким образом, по мере использования каждого атома урана-235 в качестве топлива при идеальных условиях возникает полтора атома плутония (здесь 1,5 — коэффициент воспроизводства *).

* Коэффициент воспроизводства — это отношение числа атомов вторичного ядерного топлива к числу атомов израсходованного первичного топлива урана-235. В реакторах-размножителях он может быть больше единицы.— Прим. ред.

Делая скидку на потери, давайте предположим, что коэффициент воспроизводства равен 1,1. Это означает, что каждый килограмм урана-235, сгоревший как топливо, заменится 1,1 килограмма плутония. Следовательно, когда первоначальные 6,3 килограмма урана-235, содержащиеся в тонне природного урана, сгорят, выделив тепло, эквивалентное 21 000 тонн высокосортного угля, 6,9 килограмма делящегося урана-238 превратятся в такое же количество делящегося плутония.

Этот

процесс будет продолжаться, пока вся тонна естественного урана не превратится в плутоний.

Другими словами, взяв тонну природного урана, содержащего лишь 6,3 килограмма урана-235, мы получим в результате процесса размножения целую тонну расщепляющегося материала, равного по тепловому эквиваленту 3 000 000 тонн высокосортного угля.

ГЛАВА 39

Атомный реактор будущего

Весной 1954 г. Комиссия по атомной энергии Соединенных Штатов Америки объявила о создании нового типа ядерного реактора для производства энергии в промышленных целях.

Эксперты оценивали новый реактор как реактор будущего, открывающий новые горизонты для получения дешевой атомной энергии в огромных масштабах. Вместо урана в качестве топлива в нем используется торий.

Взяв небольшое количество урана-235 — единственного ядерного топлива, существующего в природе,— в качестве инициатора реакции, можно осуществить превращение тория в уран-233 — гораздо более эффективное ядерное топливо, чем плутоний или уран-235.

Торий гораздо более распространен, чем уран. Его природные запасы в четыре раза превышают содержание урана в природе. Он содержится в монацитовых песках, огромные запасы которых имеются в Бразилии, Индии, Индонезии, Малайе и Цейлоне. В Америке торий находится на пляжах Флориды, в Северной и Южной Каролине, в Айдахо и многих других штатах, хотя обычно его месторождения разрознены и содержание тория в них невысокое.

Более того, имеются данные о том, что в континентальных пластах породы, кроме нефти, содержится пять минералов, в том числе монацит. Это подтверждается наличием этих минералов в песках около Джексонвилла (штат Флорида) и на побережье Мексиканского залива (штаты Техас и Луизиана).

В течение некоторого времени полагали, что торий может быть превращен в делящийся уран-233. Однако до сообщения Комиссии по атомной энергии никто не предполагал, что реактор с ураном-233, полученным из тория, может при использовании медленных нейтронов произвести больше ядерного топлива, чем израсходовать.

Это открытие имело первостепенное значение для развития экономичных промышленных энергетических атомных реакторов. Этот реактор-размножитель, способный создавать больше топлива, чем потребляет, является реактором будущего, он с успехом может конкурировать с обычными силовыми установками, использующими уголь и нефть.

Существуют два типа ядерных реакторов для расщепления ядерного топлива и выделения энергии. Одни используют быстрые нейтроны, движущиеся со скоростью более 2200 километров в секунду. Другие используют нейтроны, скорость которых уменьшена замедлителем до 2,2 километра в секунду.

Однако реактор на быстрых нейтронах имеет настолько малые габариты, что его трудно охлаждать и контролировать. По этой причине реактор на медленных нейтронах более удобен с чисто технической точки зрения. С другой стороны, в таком реакторе поглощается без пользы значительное число нейтронов, необходимых для поддержания горения ядерного огня. Потеря нейтронов имеет решающее значение и в реакторе-размножителе, в котором создается больше топлива, чем расходуется.

Таким образом, число нейтронов, выделяемых при каждом процессе деления, должно быть значительно больше двух, чтобы компенсировать потерю некоторых нейтронов в результате поглощения различными частями реактора.