Текст книги "Ядерные реакторы"
Автор книги: Ефим Балабанов
сообщить о нарушении
Текущая страница: 6 (всего у книги 12 страниц)
Рис. 32. Реактор на простой воде Академии наук СССР:
1 – алюминиевый бак с простой водой; 2 – активная зона реактора
Тепловыделяющие элементы представляют собой цилиндры с наружным диаметром 9 миллиметров, изготовленные из урана, обогащенного до 20 процентов ураном235. Всего в реактор загружается около 35 килограммов урана.
В качестве отражателя нейтронов также применялась обыкновенная вода.
Управление реактором осуществляется четырьмя стержнями регулирования, из которых один автоматически поддерживает мощность реактора на заданном уровне. Для защиты реактора в случае аварии используются три стержня из карбида и бора. Во время работы реактора стержни аварийной защиты подняты вверх и подвешены на электромагнитах. В случае каких-либо неполадок в работе реактора цепь питания электромагнитов прерывается, и стержни свободно падают в активную зону реактора. Время падения – около полсекунды. Система аварийной защиты автоматически срабатывает: при повышении уровня мощности на 20 процентов, при уменьшении скорости протекающей в реакторе воды, а также в тех случаях, когда оператор при запуске реактора неосторожен и слишком быстро повышает мощность реактора.
В реакторе имеется приспособление для безопасной выгрузки отработанных урановых стержней. Последние в свинцовом чехле переносятся в специальное хранилище.
Этот реактор был предназначен в основном для изучения прохождения нейтронов и гамма-лучей через материалы, применяемые для защиты от излучений, для производства радиоактивных препаратов и для других физических исследований.
Во время работы реактора в активной зоне возникает свечение, вызываемое движением частиц в воде (рис. 33). Свечение особенно интенсивно вокруг урановых стержней, так как в этой области имеются нейтроны с очень большой скоростью.
Рис. 33. Свечение активной зоны в реакторе. (Снято сверху через толстый слой воды)
Опыт постройки и работы малого реактора на обыкновенной воде позволяет создать другой аппарат мощностью в две тысячи киловатт, который по своей принципиальной схеме почти не отличается от предыдущей малой установки.
Несомненный интерес представляет разработанная академиком А. И. Алихановым и другими схема кипящего гомогенного ядерного реактора для энергетических целей. Одна из схем подобного типа представлена на рис. 34.
Рис. 34. Схема кипящего гомогенного реактора академика Алиханова:
1 – реактор; 2 – подъемная труба; 3 – разделитель; 4 – устройство для очистки газа; 5 – инжектор; 6 – камера сжигания; 7 – опускная труба; 8 – теплообменник; 9 – гидравлический затвор; 10 – пусковой котел
Сосуд 1 представляет собой ядерный реактор, состоящий из взвеси[8] чистого делящегося материала (урана235, урана233 или плутония239) в воде. При достижении критического объема в реакторе идет цепной процесс. Взвесь нагревается и кипит. Пар вместе с брызгами воды по подъемной трубе 2 поступает в разделительный сосуд 3. Здесь пар отделяется от воды и направляется в очистительное устройство 4. В очистительном устройстве водяной пар освобождается от примесей взвешенного в воде урана и твердых продуктов деления. Затем он поступает в инжектор 5 и в камеру, где происходит сжигание гремучего газа, образующегося в реакторе. Сжигание газа производится в паре. Вода из разделительного сосуда стекает обратно в реактор по опускной трубе 7. Циркуляция рабочей смеси происходит благодаря различной плотности двух веществ: смеси пара с водой в реакторе и в подъемной трубе 2 и жидкости в опускной трубе 7. Из камеры сжигания 6 пар поступает в теплообменник 8, где производится вторичный пар для паровой турбины. Для того чтобы производить более полное сжигание гремучего газа, инжектор 5 создает циркуляцию части пара через теплообменник и камеру сжигания. Конденсированный пар (вода) из теплообменника самотеком через гидравлический затвор 9, очистительное и разделительное устройство по трубе 7 возвращается обратно.
Пуск котла осуществляется путем постепенного введения концентрированной взвеси окиси урана (или другого расщепляющегося материала) в реактор, в котором циркулирует замедлитель. Для циркуляции замедлителя при начале работы реактора в схеме предусмотрен пусковой паровой котел 10 с электрическим нагревом. А. И. Алихановым и сотрудниками разработана также схема кипящего энергетического размножающего реактора (рис. 35).
Рис. 35. Схема размножающего гомогенного реактора академика Алиханова:
1 – реактор; 2 – подъемная труба; 3 – разделитель; 4 – устройство для очистки газа; 5 – инжектор; 6 – камера сжигания; 7 – опускная труба; 8 – теплообменник; 9 – гидравлический затвор; 10 – пусковой котел; 11 – отражатель с торием232; 12 – отделитель; 13 – устройство для очистки газа; 14 – распределительный резервуар
Для воспроизводства горючего реактор 1 окружают отражателем 11, заполненным кипящей взвесью окиси тория232 (или урана238) в воде. Пар, образующийся в отражателе, отделяется от жидкости в отделителе 12, в специальном устройстве 13 очищается от порошка окиси тория и затем присоединяется к основному пару центральной части реактора. Дальнейшая циркуляция пара такая же, как и в предыдущей установке. Конденсированный пар после теплообменника поступает в резервуар 14 и оттуда распределяется между центральной частью и отражателем реактора.
Расчеты показывают, что для таких аппаратов на одну тысячу киловатт установленной мощности (по вырабатываемой электроэнергии) потребуется совсем немного материала – от 300 до 700 граммов расщепляющегося вещества и 200–300 литров тяжелой воды. Для размножающего реактора этого типа потребуется еще около 160 килограммов тория. При большей мощности реактора относительный расход материалов значительно уменьшается.
Советские реакторы, о которых здесь шла речь, использовались исключительно для научных исследований.
Так, изучение структуры ядер и характера ядерных сил может быть проведено облучением различных веществ мощным потоком нейтронов, получаемых в реакторе. Характер взаимодействия ядер с нейтронами различных скоростей дает нам сведения об энергии связи частиц в ядре, то есть об его устойчивости. С помощью реактора проводятся исследования гамма-лучей, образующихся при поглощении нейтронов различными ядрами.
Мы уже говорили о том, что ядерные частицы, в том числе и нейтроны, при взаимодействии с атомами веществ ведут себя, как волны. Поэтому нейтронные излучения могут, подобно рентгеновским лучам, применяться для изучения структуры вещества. Эти так называемые нейтронографические исследования также производятся на мощных нейтронных пучках ядерных реакторов. На советских реакторах проводилось также облучение различных материалов с целью определения характера влияния различных излучений на свойства этих материалов. На рис. 36 приведена фотография пластинки урана до и после облучения.
Рис. 36. Пластинка урана до и после облучения в ядерном реакторе
Мы видим, что размеры пластинки после облучения значительно изменились. Она стала уже и длиннее, несколько изменилась и ее форма. При облучении меняется и микроструктура металлического урана. Это видно на приведенной фотографии (рис. 37), сделанной с помощью электронного микроскопа при увеличении в 15 тысяч раз.
Рис. 37. Изменение микроструктуры облученного урана:
слева – до облучения; справа – после облучения
С помощью ядерного реактора может быть проведено изучение влияния излучений на живые организмы. Наконец, необходимо указать на такое важное применение излучений ядерного реактора, как приготовление различных радиоактивных изотопов. Эти изотопы используются для различных отраслей науки, техники, сельского хозяйства и медицины.
Зарубежные ядерные реакторы. Из реакторов, построенных за рубежом, наибольшее число находится в Соединенных Штатах Америки. Мощные установки используются для получения плутония, идущего на изготовление атомного оружия, более малые – для исследовательских целей. Несомненный, правда исторический, интерес представляет первый ядерный реактор CP-1, поперечный разрез которого приведен на рис. 38.
Рис. 38. Разрез американского реактора CP-1
Реактор представляет собой большой куб с основанием 9×9 метров и высотой 6 метров. Куб сложен из графитовых блоков квадратного сечения со стороной 104 миллиметра и длиной 415 миллиметров. Часть внутренних блоков имеет отверстия, в которые вставлены цилиндрические урановые блоки диаметром 56 миллиметров. Отражатель состоит также из графитовых брусков. Его толщина 300–400 миллиметров. Всего в реактор было заложено 6 тонн металлического природного урана, 40 тонн окиси урана и 385 тонн графита. Радиоактивные излучения поглощались полутораметровой бетонной стеной. Регулировка цепного процесса производилась пятью бронзовыми кадмированными стержнями. В реакторе CP-1 не был предусмотрен принудительный отвод тепла, поэтому его мощность не превышала 100–200 ватт. Общий вес реактора – 1400 тонн. Но дело, конечно, не в мощности первого американского реактора. На этом реакторе в 1942 году была осуществлена первая в мире цепная реакция.
Ядерный реактор был сооружен на теннисных кортах стадиона Чикагского университета и испытывался в присутствии выдающихся физиков К. Комптона, Э. Ферми и Э. Вигнера.
Сейчас мы считаем уже обычным то, что произошло в 1942 году на теннисном корте. По мере удаления из реактора регулирующих стержней счетчик отмечал увеличение числа нейтронов, производимых аппаратом. Количество нейтронов быстро возрастало. И наконец бешеный темп счетчика показал, что первая цепная реакция была искусственно осуществлена учеными. Это была крупная победа. Человек приступил к освоению атомной энергии.
Однако этот и последующие реакторы США не были применены для мирного использования атомной энергии. Исследования, проведенные на первом американском реакторе, позволили построить большие реакторы в Штате Колумбия (Хенфорд), где получается плутоний для изготовления атомного оружия.
Следует, пожалуй, остановиться еще на одном американском гетерогенном реакторе – реакторе типа «погруженный в воду» (рис. 39).
Рис. 39. Реактор типа «погруженный в воду»
Он был построен в штате Теннеси (Ок-Ридж) в 1951 году. Реактор состоит из бетонного бассейна, наполненного простой водой, размером 4,3×5,5 метра и глубиной 6,7 метра. Активная зона представляет собой решетку, заполненную 12–16 стержнями из обогащенного урана. Содержание урана235 достигает 50 процентов. В каждом стержне примерно 40 граммов урана235. Цепной процесс начинается, когда масса урана235 достигает 2,4 килограмма. В качестве отражателя применен слой окиси бериллия толщиной 10 сантиметров. Активная решетка со стержнями опускается в воду на глубину 5 метров. Как видно из описания, в качестве замедлителя применяется обычная вода, с помощью которой также отводится тепло, развиваемое активной зоной. Мощность реактора 100 киловатт. Этот реактор применяется как источник нейтронов для физических исследований.
На обычной воде и обогащенном уране работает также более мощный реактор STR (рис. 40), являющийся прототипом реактора, использованного впоследствии американцами на подводной лодке «Наутилус». Он был построен в штате Айдахо (Арко) в 1953 году прямо в модели корпуса подводной лодки. Подробных данных об этом реакторе нет. Известно только, что он гетерогенный и в нем используются медленные нейтроны. Полезная мощность реактора больше 12 тысяч киловатт, и для его охлаждения применяется поток воды в количестве 500 кубических метров в час.
Рис. 40. Реактор STR
В США построены также гомогенные реакторы типа «водяной кипятильник». Один из таких реакторов (НУРО) приведен на рис. 41. Он предназначен для физических исследований, и его мощность не больше 6 киловатт. В сфере из нержавеющей стали помещен раствор урановой соли на обычной воде. В растворе содержится 870 граммов урана235 и 5500 граммов урана238. Цепной процесс начинается при 810 граммах урана235. В качестве отражателя применяется окись бериллия и графит. Защита от излучения изготовлена из свинца и бетона. Регулировка осуществляется с помощью кадмиевых стержней.
Рис. 41. Схема реактора НУРО:
1 – сфера из нержавеющей стали; 2 – отражатель из окиси бериллия; 3 – графитовый отражатель; 4 – охлаждающий змеевик; 5 – слой свинца 100 миллиметров; 6 – бетон 1,5 метра; 7 – регулирующие стержни
Несомненный интерес представляет собой американский реактор EBR – экспериментальный размножающий реактор. Он построен в штате Айдахо (Арко) на станции по испытанию реакторов. Общий вид реактора приведен на рис. 42. Реактор работает на быстрых нейтронах. Активная зона реактора имеет размер футбольного мяча и состоит из чистого урана235. Эта зона окружена толстым слоем естественного урана, который поглощает нейтроны, выходящие из активной зоны. Благодаря этому во внешнем слое образуется новое ядерное горючее – плутоний239. Отвод тепла осуществляется с помощью натриево-калиевого сплава. Жидкий сплав обтекает сначала зону воспроизводства ядерного горючего из естественного урана, а затем попадает в центральную активную зону. Мощность реактора может быть доведена до 1400 киловатт.
Рис. 42. Экспериментальный размножающий реактор EBR
Исследования, проведенные на этом реакторе, показали, что коэффициент воспроизводства на экспериментальном размножающем реакторе (EBR) еще недостаточно высок и приблизительно равен единице, то есть на каждое разделившееся ядро урана235 в среднем получается одно ядро плутония239. Опыты показали, что, если улучшить конструкцию зоны, заполненной естественным ураном, так, чтобы уменьшилась бесполезная утечка нейтронов, коэффициент воспроизводства может вырасти до 1,3. В этом случае размножающий реактор уже дает возможность накапливать запасы ядерного горючего для работы других реакторов.
В Англии работают несколько реакторов, применяемых для получения радиоактивных изотопов и для физических исследований. По своей конструкции они мало отличаются от уже описанных выше.
Один из самых старых английских реакторов – реактор BEPO (рис. 43) пущен в Харуэлле в 1948 году.
Рис. 43. Английский реактор BEPO
В нем используются тепловые нейтроны и в качестве замедлителя применяется графит. Реактор представляет собой графитовый куб со стороною 8,5 метра. Активная зона расположена в центральной части куба и выполнена в виде цилиндра диаметром и длиной 6 метров; 900 каналов активной зоны заполнены блоками из природного урана. Всего урана в реактор загружено около 40 тонн. Вес замедлителя (графита) составляет 850 тонн. Отвод тепла производится воздухом четырьмя компрессорами общей производительностью 5400 кубометров в минуту. Регулировка цепного процесса производится стальными трубами, заполненными бором. Мощность реактора 4000 киловатт.
В 1956 году вступил в строй реактор типа «Дидо», предназначенный для проведения физических экспериментов (рис. 44).
Рис. 44. Английский реактор типа «Дидо»:
1 – алюминиевый бак для тяжелой воды; 2 – уровень тяжелой воды; 3 – тепловыделяющий элемент; 4 – биологическая защита; 5 – графитовый отражатель; 6 – стальной сосуд реактора
Замедлителем и теплоносителем в реакторе является тяжелая вода, горючим – обогащенный уран. Всего урана – около 6 килограммов, в котором содержится 2,5 килограмма урана235. Активная зона реактора имеет форму цилиндра высотой 60 и диаметром 86 сантиметров. Она собрана в виде решетки из пластинчатых элементов, заполненных сплавом урана с алюминием. Эта решетка расположена в центре алюминиевого бака высотой и диаметром 2 метра. Графитовый отражатель имеет толщину 60 сантиметров. Весь реактор помещен в стальной кожух, наполненный гелием. Мощность реактора 10 тысяч киловатт.
Один из французских реакторов – реактор, построенный Жолио-Кюри, будет описан ниже. В конце 1952 года во Франции (Сакле) был построен второй французский реактор Сирано (рис. 45).
Рис. 45. Французский реактор Сирано:
1 – установка для рекомбинации тяжелой воды; 2 – съемные бетонные плиты; 3 – центральная труба; 4 – металлическая конструкция, поддерживающая бак; 5 – бак с тяжелой водой; 6 – стержни с топливом в охлаждающем канале; 7 – каналы для облучаемых образцов; 8 – вентиляционный трубопровод; 9 – графитовый отражатель; 10 – промежуточная защита; 11 – тепловая колонна для выпуска тепловых нейтронов; 12 – защита из металлических плит; 13 – предохранительный клапан; 14 – чугунная защита; 15 – блок, 16 – трубчатый блок для подвески топливных элементов; 17 – бетонная защита
Реактор – гетерогенный, с замедлением на тяжелой воде. Активная зона представляет собой тонкостенный алюминиевый бак диаметром 2 и высотой 2,5 метра. Внутрь бака опущено 136 стержней из природного урана общим весом 3 тонны. В бак залито около 6 кубометров тяжелой воды. Графитовый отражатель имеет вес 100 тонн. Охлаждение производится азотом под давлением 10 атмосфер. Мощность реактора 1,5–2 тысячи киловатт.
Несколько реакторов, предназначенных для исследовательских целей, имеются также в ряде других стран.
ГЛАВА 5.
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
Источники энергии. Энергетика в значительной степени определяет лицо века.
По характеру используемой энергии XIX век называют веком пара, а XX – веком электричества. Но энергия пара, которую мы затем превращаем в энергию движения, – это в конечном счете энергия каменного угля, нефти, газа, сгорающих в топке парового котла. Электрическая энергия – это опять-таки энергия пара или энергия падающей воды. Ни пар, ни электричество не являются новыми источниками энергии. И сейчас используется энергия горючих веществ, рек и ветра, то есть в конечном счете солнечная энергия.
В тяжелом труде обеспечивает человечество свою потребность в энергии. Так, например, в 1941 году было добыто больше 2,5 миллиарда тонн горючих ископаемых (табл. 2). А при использовании ядерного горючего для получения той же энергии было бы вполне достаточно одной тысячи тонн урана или тория.
Запасы урана и тория на земле не так уж малы. Эти элементы содержатся в различных горных породах и минералах. Крупные месторождения богатых ураном руд находятся в Бельгийском Конго, в Канаде (Медвежье озеро) и других местах. Много урановых руд содержат недра Советского Союза и стран народной демократии. Сейчас уран и торий добываются только из сравнительно богатых руд, с содержанием урана или тория от 100 граммов до 100 килограммов на тонну породы. Это – урановые и ториевые руды, монациты, карнаатиты и горючие сланцы.
Если учесть мировые запасы урана и тория только в этих сравнительно богатых рудах и заменить во всех энергетических установках химическое горючее на ядерное, то даже при быстрорастущей потребности в энергии ядерного горючего хватит на несколько тысяч лет. Но, безусловно, недалеко то время, когда будет разработана технология обогащения таких бедных ураном и торием пород, как гематит, гранит, различные базальты, пески и известняки. Даже в морской воде есть уран. Правда, его содержание там ничтожно, всего около миллиграмма на один кубометр воды. Однако в будущем, если не будут открыты другие виды ядерного горючего, по всей вероятности, найдут способы извлечения урана и из морской воды.
Запасы обычных горючих ископаемых не очень велики. Эти вещества, представляющие собой остатки древнего растительного мира, в которых в течение миллионов лет накапливалась солнечная энергия, практически не возобновляются. Если не будут найдены какие-нибудь новые, очень богатые месторождения, то запасов угля и нефти, по всей вероятности, хватит не больше чем на двести – триста лет.
Овладев атомной энергией, человечество получило совершенно новый богатейший источник энергии.
Большие трудности на великом пути. Основная энергия, получающаяся при делении ядер, – это энергия движения очень быстрых «осколков» и нейтронов. Температура вещества определяется скоростью движения молекул и атомов: чем больше скорость, тем выше температура. Подсчет показывает, что «осколки» ядер при делении разлетаются со скоростями, соответствующими температуре в несколько миллиардов градусов. Поэтому как будто бы нет особого предела для достижения сверхвысоких температур в процессе деления урана.
Однако очень высокая температура, порядка нескольких миллионов градусов, может быть получена только при атомном взрыве, когда очень большое число ядер урана делится за весьма короткий промежуток времени. При управляемом процессе такой температуры получить нельзя. Она ограничивается прежде всего теплостойкостью материалов, из которых построен ядерный реактор. Кроме того, мы уже знаем, что реактивность установки с повышением температуры обычно падает. Поэтому в ядерном реакторе на природном уране, где запас реактивности мал, нельзя получить высоких температур. При некоторой, сравнительно небольшой температуре коэффициент размножения становится равным единице и мощность реактора не достигает желаемой величины. Использование же тепловой энергии при низких температурах невыгодно: коэффициент полезного действия паросиловой установки при этом очень мал.
Для увеличения коэффициента полезного действия атомной установки, по-видимому, наиболее целесообразным является использование ядерных реакторов на обогащенном уране с большим содержанием легкого изотопа или искусственного ядерного горючего – урана233 или плутония239. В таких реакторах коэффициент размножения достаточно велик и предельная температура практически зависит только от жаропрочности материалов, из которых изготовлен реактор.
Казалось бы, что, поскольку в ядерном реакторе могут быть получены высокие температуры, создание паротурбинного атомного двигателя является несложным делом. В самом деле, если в обычной теплосиловой энергетической установке используется химическая энергия горючих материалов, которые сгорают в топке парового котла, то здесь роль топки играет ядерный реактор, в котором выделяется атомная энергия при делении урана. Все остальные агрегаты – паровой котел, турбина – могут оставаться прежними.
Можно, конечно, как мы это делали в предыдущих главах, провести некоторую аналогию между горением и цепным процессом в уране. Однако ядерное топливо все же существенно отличается от химического.
В обычной паросиловой установке время от времени из топки котла необходимо удалять золу. Нечто вроде этого надо делать и при цепном процессе. «Золой» при делении урана являются два «осколка», на которые расщепляется ядро урана235. Но удаление их – несравненно более сложная операция, чем удаление золы сгоревшего угля: ведь «осколки» обладают большой радиоактивностью. Выгребать же радиоактивные вещества так, как мы выгребаем золу из топки, нельзя. Кроме того, «зола» цепного процесса скапливается внутри урановых блоков, и выбрасывать эти блоки нельзя, так как они содержат очень много весьма ценных материалов: почти весь уран238, идущий на изготовление искусственного ядерного горючего, значительное количество урана235, а также получающийся в ядерных превращениях плутоний239. Все эти материалы, после того как они будут химическим путем очищены от «осколков», снова могут быть использованы в работе реакторов.
Радиоактивность продуктов ядерного реактора вызывает необходимость в разработке весьма сложных механизмов для транспортировки и переработки использованных урановых блоков. Люди должны управлять этими операциями на больших расстояниях.
Наконец, цепной процесс предъявляет особые требования к материалам, применяемым в ядерном реакторе.
Мы видели, что поглощение нейтронов в реакторе затрудняет получение атомной энергии и искусственного горючего. В реакторе, работающем на природном уране, большая потеря нейтронов приводит к прекращению цепного процесса. Особенно вредно поглощение нейтронов в размножающем реакторе. Каждый потерянный там нейтрон означает потерю ядра плутония239 или урана233.
Поглощение нейтронов ядрами веществ приводит к образованию изотопа того же элемента. Если этот изотоп радиоактивен, то он постепенно переходит в другой элемент. При этом может измениться объем вещества. В результате меняется прочность материалов, разрушаются металлические оболочки конструкций и стенки труб. Поэтому материалы, используемые в различных конструкциях ядерных реакторов, должны как можно меньше поглощать нейтроны.
Кроме того, эти материалы должны быть стойкими и в отношении интенсивного радиоактивного облучения. Многие вещества при радиоактивном облучении разрушаются, активнее вступают в различные химические реакции, усиливается коррозия их поверхности. В последнее время ученые исследовали и начали использовать в реакторах мало применявшиеся до сих пор редкие металлы, такие, например, как цирконий. Оказалось, что очень чистый цирконий слабо поглощает нейтроны и почти не изменяет своих химических свойств при интенсивном радиоактивном облучении. По-видимому, этот тугоплавкий металл в ближайшее время найдет себе широкое применение при строительстве ядерных реакторов для атомных двигателей.
При использовании атомной энергии надо тепло, выделяемое реактором, передать энергетической установке. Для отвода тепла обычно применяют жидкие или газообразные вещества – теплоносители, которые пропускаются по трубам, проходящим через тело ядерного реактора. Охлаждая реактор, теплоноситель нагревается и передает тепло потребителю, которым может быть паровой котел или отопительная сеть.
К теплоносителям, применяемым в ядерной энергетике, также предъявляются особые требования. Они должны слабо поглощать нейтроны, то есть практически не изменять реактивности реактора. В противном случае произойдет значительное и иногда невосстановимое уменьшение коэффициента размножения, и цепной процесс будет невозможно осуществить. Кроме того, поглощая нейтроны, такой теплоноситель будет обладать большой радиоактивностью, а радиоактивность теплоносителя потребует дополнительных мер для того, чтобы обезопасить обслуживающий персонал от излучения трубопроводов, по которым протекает теплоноситель.
Таким образом, прежде чем удалось достаточно эффективно использовать энергию ядерного реактора ученым и инженерам пришлось преодолеть ряд больших трудностей, произвести многочисленные исследования, проявить выдумку и изобретательность.
Химики затратили много труда на разработку методов эффективного отделения «осколков», плутония и чистого урана238 из отработанных урановых блоков.
Высокая радиоактивность отработанных блоков и «осколков» не допускает непосредственного участия людей в этих операциях. Поэтому механики, электротехники и радиотехники построили систему управления на расстоянии процессом химической и металлургической обработки продуктов ядерного реактора.
Такая же автоматизация была предусмотрена для замены вышедших из строя деталей работающего ядерного реактора. Нужно помнить, что как только реактор вступил в строй, его центральная часть становится весьма радиоактивной. Присутствие людей возле центральной части даже остановленного реактора при капитальном и предупредительном ремонте совершенно недопустимо.
Физики и радиоинженеры разработали такую систему управления ядерным реактором, которая гарантирует полную безопасность и совершенно исключает возможность выхода цепной реакции из управления. Заданная мощность реактора поддерживается автоматически.
Технологи и металлурги нашли материалы, которые слабо поглощают нейтроны. В этих материалах ядерные реакции с нейтронами не приводят к значительным нарушениям прочности конструкций и к необходимости частой замены деталей. Кроме того, слабое поглощение нейтронов не уменьшает заметно реактивности ядерного реактора, изготовленного из таких материалов.
Эти материалы являются также стойкими в отношении действия радиоактивных излучений. Специальные покрытия предохраняют поверхность конструкций от коррозии.
Энергетиками и физиками были найдены теплоносители, которые не только хорошо отводят тепло, но и обладают малой активностью в отношении реакций с нейтронами. Сравнительно слабая радиоактивность таких теплоносителей облегчает их использование в тепловой схеме.
Физиками были разработаны и исследованы различные защитные средства, предохраняющие обслуживающий персонал от биологически вредных излучений.
Эти и многие другие очень трудные задачи были решены советскими учеными и инженерами, прежде чем первая в мире советская атомная электростанция дала промышленный ток.
Ядерное топливо. Атомная энергетика ближайшего будущего в качестве ядерного горючего будет использовать не только уран235, но и весь природный уран и торий. Размножающий реактор будет давать не только атомную энергию для вращения генераторов электростанции, но и вырабатывать определенное количество искусственного ядерного горючего.
Однако читатель уже знает, что для работы такого реактора необходим либо чистый уран235, либо уран, обогащенный легким изотопом.
Существующие методы разделения изотопов или обогащения урана очень сложны и дороги. Но, оказывается, можно в энергетической схеме использовать природный уран и торий.
Мы можем всегда накопить первоначально некоторое количество плутония в реакторе на природном уране, использующем медленные нейтроны. Вряд ли в таком реакторе можно эффективно получать атомную энергию, так как он при высоких температурах работает неустойчиво. Однако в результате работы такого реактора в нем получается достаточное количество плутония, из которого может быть затем изготовлена центральная часть размножающего реактора.
Такая вполне возможная схема использования природного ядерного горючего в энергетической установке представлена на рис. 46. Урановая руда из рудника направляется на обогатительную фабрику, где урановые соединения (минералы) отделяются от пустой породы. Из минералов на химическом заводе получается чистый металлический уран, из которого на металлургическом заводе отливаются урановые блоки.
Рис. 46. Схема использования природного ядерного горючего в энергетической установке
Металлический уран легко окисляется на воздухе, поэтому урановые блоки на том же заводе заделываются в тонкую оболочку из алюминиевого сплава.
В таком виде блоки природного урана поступают в урановый котел, работающий на медленных нейтронах, и участвуют в ядерных реакциях по накоплению плутония. Отработанные урановые блоки, содержащие плутоний и «осколки», подвергаются химической и металлургической обработке на заводе. Здесь от них отделяются «осколки» и плутоний. Плутоний затем направляется или в центральную часть размножающего реактора, работающего на быстрых нейтронах, или на склады; «осколки» идут на завод по изготовлению радиоактивных препаратов. Остальной материал, который состоит в основном из урана238, используется во внешней части размножающего реактора, где снова образуется плутоний239.
