238 вынимают из оболочки и направляют на обработку. Выделенный из них плутоний тоже идет в центральную часть размножающего реактора, а урановые блоки возвращаются обратно в наружную оболочку. Так сгоревший плутоний полностью восполняется. В урановых блоках внешней части реактора также образуются «осколки» ядер, так как имеющийся там уран делится под действием быстрых нейтронов, вылетающих из центральной части размножающего реактора.
После того как урановый котел на медленных нейтронах произвел достаточное для размножающего реактора количество плутония, его работа больше не нужна. В дальнейшем размножающий реактор может не только обеспечить себя необходимым количеством плутония, но и создать некоторый запас искусственного ядерного горючего. Этот запас может быть использован для пускового периода других энергетических установок.
Если рассматривать строительство атомных электростанций в большом государственном масштабе, то, по всей вероятности, целесообразнее создать производство плутония в больших реакторах на природном уране. Нескольких лет работы таких реакторов достаточно, чтобы затем можно было произвести одновременный запуск большого числа размножающих реакторов крупных энергетических установок.
Примерно по той же схеме работает атомная станция, использующая торий. При использовании тория химическая обработка блоков должна заключаться в отделении урана233 от тория.
В таких схемах предусмотрено полное использование природного урана или тория. Тепло размножающего реактора превращается в электрическую энергию на атомной электростанции. Некоторое количество накапливающегося плутония239 или урана233 идет на запуск других энергетических установок. Наконец, «осколки», вес которых примерно равен весу разделившегося урана233 или плутония239, могут быть использованы как радиоактивные препараты в различных отраслях народного хозяйства.
Отвод тепла от ядерного реактора. В работающем реакторе большая часть атомной энергии превращается в теплоту и нагревает тело реактора. Для охлаждения его, для отвода получившегося тепла от реактора и использования тепла в промышленных условиях используются жидкие или газообразные вещества — теплоносители.
Проще всего, казалось бы, использовать в качестве охлаждающей жидкости расплавленный уран, плутоний или жидкий замедлитель. Но для достаточно эффективного отвода тепла нужны большие количества теплоносителя. Это обстоятельство, а также высокая радиоактивность ядерного горючего во время цепного процесса затрудняют использование таких охлаждающих веществ в реакторе. Поэтому сейчас в большинстве случаев применяют «нейтральные» теплоносители, которые, нагреваясь, не принимают непосредственного участия в самом процессе получения энергии.
Таким теплоносителем может быть, например, простая вода в урано-графитовом реакторе на медленных нейтронах, где применяется природный уран. На рис. 47 приведен разрез небольшого участка рабочей части такого реактора. Урановые блоки помещаются в алюминиевой трубке, которая вставляется в цилиндрическое отверстие графитового блока прямоугольной формы. Вода поступает в зазор между алюминиевой оболочкой уранового блока и стенкой трубки. Так как вода сильно поглощает нейтроны, то для того чтобы избежать большой потери нейтронов, заставляют воду проходить через тонкие зазоры с очень большой скоростью. Недостатком такой системы является то, что нельзя получить температуру теплоносителя выше 100 градусов. При более высоких температурах усиленное парообразование приводит к разрывам потока воды и, следовательно, к сильным местным перегревам.
Очевидно, что при температуре 100 градусов практически нельзя получить атомную энергию для промышленных целей. Поэтому такой теплоноситель может быть применен только в первичных реакторах, где природный уран используется для получения искусственного ядерного горючего — плутония239 и радиоактивных изотопов. Положение могло бы измениться, если бы заставить воду проходить в реакторе под большим давлением. Как известно, под большим давлением вода кипит при более высокой температуре, но тогда стенки труб надо делать более прочными и толстыми, а это приведет к поглощению ими большого количества нейтронов. При использовании природного урана такая потеря нейтронов исключает осуществление цепного процесса.
Как мы уже видели на примере реактора РФТ при работе с обогащенным ураном, вода может быть использована в качестве теплоносителя более эффективно. В этом случае слой охлаждающей воды может быть значительно толще. Потеря нейтронов в воде не имеет здесь решающего значения. Вода является здесь также и замедлителем нейтронов. При конструировании таких реакторов это учитывается, и количество другого замедлителя, например графита, в этих реакторах берется меньше обычного.
Необходимо учесть, что вода, проходя через ядерный реактор, вследствие захвата нейтронов кислородом и различными примесями становится радиоактивной. Перед спуском ее в водную систему она должна три — четыре недели находиться в отстойнике. За это время ее радиоактивность становится ничтожно малой.
Для того чтобы уменьшить поглощение нейтронов и избежать засорения охлаждающих каналов, обычно используют дистиллированную воду.
Очень выгодно применять в качестве теплоносителя некоторые расплавленные металлы (рис. 48), слабо поглощающие нейтроны. Для тепловых нейтронов таким металлом является висмут. Расплавленный металл можно перекачивать в трубах через зазоры между урановыми блоками и алюминиевыми трубами, как воду. Поскольку поглощение нейтронов в висмуте в сотни раз меньше, чем в воде, зазоры могут быть значительно шире. Такой теплоноситель позволяет получать температуру порядка 500–600 градусов, что дает возможность построить энергетическую установку с большим коэффициентом полезного действия.
Нейтральный, не участвующий в цепном процессе теплоноситель может быть использован также для отвода тепла из центральной части размножающего реактора. Расплавленный металл попадает в теплообменник, например в паровой котел, где отдает свое тепло вторичному теплоносителю (воде). Вторичный теплоноситель уже не обладает радиоактивностью.
Для отвода тепла от реактора могут применяться свинец, висмут, натрий и калий.
В качестве теплоносителя может быть использован и замедлитель, как это сделано, например, в описанном раньше советском ядерном реакторе на тяжелой воде.
В ядерном реакторе Zoé, построенном известным французским физиком Фредериком Жолио-Кюри (рис. 49), охлаждение урановых стержней тоже производится тяжелой водой, которая служит одновременно и замедлителем. Тяжелая вода перекачивается с помощью насоса через алюминиевый бак, в который опущены урановые металлические стержни. Омывая урановые стержни, она отбирает от них тепло, нагревается и попадает в теплообменник, где охлаждается простой водой.
Очень эффективно может быть использована тяжелая вода в качестве теплоносителя в гомогенных реакторах типа «водяной котел». Такой ядерный реактор (рис. 50) представляет собой котел, заполненный раствором урановых солей в тяжелой воде. Когда коэффициент размножения нейтронов достигнет значений несколько выше единицы, в котле развивается цепной процесс, скорость которого регулируется кадмиевым стержнем. Почти вся выделяемая мощность здесь расходуется на нагревание воды. Это по существу паровой котел, непосредственно использующий атомную энергию. Температура тяжелой воды, а следовательно, и давление паров в таком котле определяются прочностью бака и трубопроводов. Пар, получающийся в таком ядерном реакторе, обладает большой радиоактивностью, но, применяя защиту и антикоррозийные покрытия, его можно использовать в паровой турбине. Проще, однако, получить вторичный пар в специальном теплообменнике: этот вторичный пар уже нерадиоактивен. Ядерные реакторы с тяжелой водой обладают очень большим отрицательным температурным коэффициентом. Это значит, что при увеличении температуры реактивность реактора или коэффициент размножения нейтронов падает. Очень часто температура реактора с тяжелой водой и природным ураном не может подняться выше 90–120 градусов. Такой котел совершенно безопасен в эксплуатации, но не имеет промышленного значения, так как его пар обладает слишком малым давлением.
Очевидно, что для промышленного использования «водяные котлы» надо строить с обогащенным ураном.
Как уже говорилось, можно изготовить совсем маленький реактор — «водяной кипятильник», применяя обогащенное ядерное горючее и простую воду. Сейчас существуют ядерные реакторы, состоящие из 800–900 граммов урана235 (в виде урановой соли) и 12–15 литров простой воды. В них простая вода является и замедлителем и теплоносителем. Потеря тепловых нейтронов при их поглощении водородом воды восполняется высокой реактивностью системы, работающей на почти чистом расщепляющемся материале — уране235. Такой маленький реактор может дать достаточную мощность для вращения небольшой турбины.
Пожалуй, наиболее перспективным является использование в качестве теплоносителя жидкого ядерного горючего. Применение, например, жидкой смеси урана