Александр Проценко - Энергия будущего
В этих рудах за миллиарды лет существования в результате радиоактивного распада ядер накопились различные радиоактивные элементы. По этой причине все работы по добыче и переработке организованы таким образом, чтобы минимальным было облучение как профессиональных работников, так и окружающего населения.
Еще одно звено топливного цикла атомной энергетики - заводы по переработке ядерного топлива после выгрузки из реактора. Разработанные и осуществленные системы защиты предотвращают попадание освобождающихся при переработке топлива радиоактивных элементов в окружающую среду.
Наконец, завершающий этап топливного цикла - захоронение радиоактивных отходов. О нем мы уже говорили.
Итак, вклад атомных электростанций и других предприятий топливного цикла в облучение человека пренебрежимо мал. Важно, чтобы он остался таким же малым я в будущем.
Многочисленные исследования и разработки в области топливного цикла атомной энергетики и совершенствования атомных энергегических установок направлены именно на то, чтобы при еще более масштабном развитии атомной энергетики облучение людей существенно не возрастало.
ТОПЛИВО РОЖДАЕТСЯ В ТОПКЕ
В неистовстве все знать,
все взвесить, все измерить
Проходит человек по лесу
естества
Сквозь тернии кустов, все дальше.
Время
верить,
Что он найдет свои всемирные
права.
Э. Верхарн
Современные ядерные реакторы, например с водяным теплоносителем и замедлителем, слишком неразумно расходуют ядерное топливо. Из каждых ста килограммов урана рационально используется лишь один, то есть один процент. А нельзя ли заставить и остальные 99 килограммов отдать скрытую в них энергию, загрузив их снова в реактор?
Практически это невозможно. Если перегоревшее топливо очистить от осколков, извлечь из него новый образовавшийся, также делящийся элемент плутоний и вновь загрузить в реактор, то количество полезно использованного топлива можно довести не более чем до полутора килограммов. В тепловых реакторах другого типа количество это может быть увеличено, но ненамного. Разрабатываются методы повышения эффективности использования урана в 4-5 раз. Однако и этого мало, очень мало. И невольно возникает вопрос: надолго ли хватит человечеству уже разведанного ядерного топлива и того, о котором мы еще ничего не знаем?
Более тридцати лет назад над этой проблемой задумался А. Лейпунский, известный ученый, работавший р физико-энергетическом институте города Обнинска.
В ту пору он занимался реакторами на быстрых нейтронах. Вот что вспоминает А. Блохинцев, тогдашний директор этого института. "Как-то, рассказывает он,,- когда мы ехали в Обнинск, Лейпунский сказал: кажется, мне становится ясным, почему могут быть полезными реакторы на быстрых нейтронах. Именно тогда у Александра Ильича родилась идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего - создании новых делящихся элементов в активной зоне реактора".
Чудо Каспия
В 1973 году на берегу Каспийского моря - в крае, богатом минеральными ресурсами, но бедном электроэнергией и пресной водой, заработала атомная энергетическая установка необычного типа: она могла производить два продукта, имеющих огромное значение для жителей города Шевченко, расположенного в пустынной местности полуострова Мангышлак, электроэнергию и пресную воду. Ноне менее ценным продуктом, который может производиться этой установкой, названной БН-350, является плутоний. БН-350 расшифровывается так: Б - быстрый, то есть работающий на быстрых нейтронах; Н - натрий (в качестве теплоносителя здесь служит натрий), а 350 - условный показатель электрической мощности, которую можно было бы получить, если бы вся мощность установки превращалась в электроэнергию. На самом деле на установке вырабатывается только Г50 мВт электроэнергии. Остальная энергия тратится на производство 120 тысяч тонн пресной воды в сутки.
Во всех отношениях ввод в действие реактора на быстрых нейтронах был большим достижением советской атомной энергетики и вызвал значительный интерес у зарубежных энергетиков-атомников.
Откровенно говоря, мы в этом успехе не видели никакой сенсации по той простой причине, что работы по реактору на быстрых нейтронах велись давно в нашей стране. Ранее была собрана и исследована целая серия таких экспериментальных установок. Прежде чем приступили к сооружению БН-350 на Мангышлаке, в физико-энергетическом институте под руководством А. Лейпунского были построены реакторы малой мощности, а пятью годами ранее в научно-исследовательском институте атомных реакторов Димитровграда был пущен реактор БОР-60, тепловая мощность которого составляет 60 тысяч киловатт.
Несколько реакторов на быстрых нейтронах исследовалисьво Франции, в США и в ФРГ. И все же ввод в строй промышленного реактора был большим достижением ученых СССР, за успехами и неудачами в его работе внимательно следили не только наши конструкторы и физики, но и многие специалисты за рубежом.
Да это и понятно, ведь конструкция существенно отличалась от привычных схем. Чем именно? А тем, что главной задачей БН-350 было не только производство электроэнергии и пресной воды, что само по себе чрезвычайно важно, а и создание нового вида топлива.
Представьте себе такую картину: в реакторе сжигается ядерное горючее и одновременно создается новое в количестве, превышающем прежнее. Топливо размножается! Разве это не удивительно? Сгорев, оно возникает вновь! Поэтому реактор БН-350 стал называться размножителем на быстрых нейтронах. Как и в других реакторах на тепловых нейтронах, новое делящееся вещество плутоний-239 образуется при поглощении нейтронов ураном-238. Но здесь процесс образования нового делящегося элемента идет значительно интенсивнее. Так, если при делении плутония в тепловых реакторах вылетает 2,5 свободных нейтрона, то иная картина наблюдается в реакторе-размножителе, где образуется уже 3 свободных нейтрона.
Казалось бы, разница настолько незначительная, что о ней не стоит и говорить, тем более что половинок нейтрона нет. Это только средняя величина, принятая для большого количества делений.
Из рожденных трех нейтронов один нужен для того, чтобы вновь произвести деление ядра, ведь реакция цепная и не должна затухать. Если один из двух оставшихся нейтронов поглотится ядром урана-238, то будет образовано ядро плутония и таким образом осуществится воспроизводство горючего, так как на каждое сгоревшее ядро будет произведено одно новое, делящееся. При таком условии реактор может работать бесконечно долго, потребляя только уран-238. Но такое воспроизводство еще простое, а перед нами стоит задача добиться воспроизводства расширенного, значит, нужно добыть дополнительно еще одно ядро плутония, чтобы можно было запускать в работу новые реакторы. У нас в запасе есть еще один неиспользованный нейтрон. Вот с его помощью из урана-238 и можно получить дополнительный плутоний.
К сожалению, часть таких нейтронов либо улетает из реактора, либо поглощается в различных конструкционных материалах. На это в зависимости от устройства реактора уходит от 0,3 до 0,6 нейтрона. Зато оставшиеся 0,4-0,7 поглощаются ураном-238, производя плутоний. Вот и получается, что каждое сгоревшее в реакторе ядро плутония оборачивается 1,4-1,7 НОВЕЛИ, делящимися ядрами. Так выглядит расширенное воспроизводство ядерного горючего.
Делящийся элемент создается из урана-238, а его в природе по сравнению с ураном-235 в 140 раз больше.
Да и получение последнего связано с огромными затратами.
Принципиальная схема расширенного воспроизводства теперь нам, наверное, понятна. Вопрос в том, каким образом наиболее эффективно осуществить его в реакторе.
Первое решение было неожиданным: активную зону реактора стали охлаждать натрием. Несмотря на то, что натрий сильно окисляется на воздухе и настолько активно взаимодействует с водой, что такая реакция протекает на грани взрыва, все же именно этот теплоноситель выбрали для охлаждения реакторов вначале в СССР, а затем и во всех зарубежных установках. Уж очень привлекательными оказались его свойства. Высокая теплоемкость позволяла сократить его расход и снизить скорость потока, прокачиваемого через активную зону. Высокая теплопроводность его обеспечивала хороший отвод тепла от тепловыделяющих элементов. Его температура кипения и плавления при атмосферном давлении находилась в подходящем диапазоне. Но самым главным и определяющим достоинством, сыгравшим решающую роль при выборе его в качестве охладителя, был достаточно большой его атомный вес 23. Ведь для реактора-размножителя, работающего на быстрых нейтронах, важно отсутствие в его составе вещества с легкими ядрами, эффективно замедляющего нейтроны, иначе часть их будет производить деление плутония уже тепловыми нейтронами, а это весьма нежелательно, так как ухудшает воспроизводство топлива. Нельзя проходить мимо другого факта: при замедлении нейтрона существенно увеличивается и их вредное поглощение.
