233 и плутония239 в природе нет, и чтобы их получить, нужно облучать мощным потоком нейтронов соответственно торий232 и уран238.
Но как получить такое большое количество нейтронов?
Физики уже довольно давно научились изготовлять так называемые искусственные источники нейтронов. Для этой цели обычно используется реакция:
В качестве источника ядер гелия4 может быть использован радий или полоний, дающие большое количество альфа-частиц. Такой источник обычно состоит из смеси порошка бериллия с солями радия или полония. Маленькие стеклянные или металлические ампулы наполняются смесью и откачиваются до высокого вакуума. Нейтроны почти без потерь проходят через стенки сосуда. Однако наиболее мощные из современных искусственных источников нейтронов дают всего примерно 109 нейтронов в секунду. Но в одном грамме плутония содержится около 3∙1021 ядер. Легко подсчитать, что даже в том случае, если все добытые нейтроны будут поглощаться ядрами урана238, нужно миллион лет, чтобы накопить примерно один грамм ядерного горючего — плутония239.
Для получения нейтронов можно применить очень мощные ускорительные установки, но и в этом случае понадобится 10 лет непрерывной работы для изготовления одного грамма плутония239 или урана233. Таким путем нельзя создать запас больших количеств искусственно расщепляющихся материалов.
К счастью, сам цепной процесс дает нам в руки мощное средство для изготовления ядерного горючего. В самом деле, ядерный реактор является мощным источником нейтронов. Легко подсчитать, что на каждый киловатт-час выделенной реактором энергии должно разделиться примерно 1017 ядер урана235. Но при каждом делении в среднем освобождается 2,5 нейтрона. При работе уранового котла один из этих нейтронов производит новое деление, то есть идет на поддержание цепной реакции. Из оставшихся 1,5 нейтрона один будет поглощен замедлителем, регулирующими стержнями и примесями, а примерно 0,5 нейтрона поглощается в уране238 с последующим образованием плутония239.
Таким образом, даже очень маленький реактор мощностью в один киловатт за один час производит 0,5∙1017 ядер плутония239. В одном грамме плутония содержится около 3∙1021 ядер. Поэтому один грамм нового ядерного горючего образуется за пять — шесть лет.
Если же создать реактор, имеющий тепловую мощность в 1 миллион киловатт, то он даст в сутки около 500 граммов нового ядерного горючего.
Надо учесть, что плутоний и уран — различные химические элементы и их сравнительно легко можно отделять химическими способами. Химическая обработка бывших в работе урановых стержней, в которых образуется плутоний239, обходится значительно дешевле, чем разделение изотопов.
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 урана235, 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 плутония239. Таким образом, каждые два ядра урана235 дают одно ядро плутония239, то есть при расщеплении одного килограмма легкого изотопа урана получается 500 граммов искусственного горючего.
Нельзя ли так построить ядерный реактор, чтобы в нем «сгоревший» уран235 полностью заменялся новым ядерным горючим? Нетрудно догадаться, что в этом случае для получения атомной энергии можно было бы полностью использовать не только ничтожные количества урана235, 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 урана235 приводило к образованию хотя бы одного ядра плутония239 или урана233. Иначе говоря, один из нейтронов, получившихся при делении, должен быть поглощен ураном238 или торием232, которые затем превращаются в ядра плутония239 или урана233. Но для существования цепной реакции, как мы знаем, необходим второй нейтрон, который будет производить деление урана235. 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 уран235, так как его ядра могут также поглощать нейтроны. При этом деления не происходит, а образуется ядро изотопа урана236, 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 уране235, 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 урана235.
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 урана238 или тория232. При достаточно толстой оболочке выход нейтронов из реактора практически отсутствует.+
В оболочке нейтроны поглощаются ядрами урана238 или тория232, образуя искусственное ядерное горючее — плутоний239 или уран233.
Центральная часть реактора может состоять из чистого урана235. 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 урана235 в центральной части реактора может использоваться плутоний239 или уран233. При работе на быстрых нейтронах легче всего добиться полного восстановления горючего, применяя плутоний239.
Второй тип размножающего реактора может быть выполнен в виде гетерогенного с замедлителем из тяжелей воды. В этом случае блоки из обогащенного урана располагаются очень близко один к другому. На малых расстояниях между блоками большая часть нейтронов не успевает замедлиться, и много актов деления ядер урана