РАЗДЕЛЕНИЕ НЕДЕЛИМОГО, ИЛИ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ "ЧАЙНИКОВ"

На протяжении всей истории цивилизации человек осваивал различные источники энергии. В середине прошлого века пришел черед ядерной энергии, которая, как в то время казалось, обладала способностью разрешить большинство из проблем, связанных с исчерпанием запасов органического топлива и загрязнением атмосферы. После ряда тяжелых аварий на атомных электростанциях (АЭС) и судах, оснащенных ядерными силовыми установками (ЯСУ), оптимизма в отношении перспектив ядерной энергетики поубавилось, и даже возник вопрос: "Зачем вообще нужна ядерная энергетика, что она может дать, кроме неприятностей?" После истечения расчетного периода эксплуатации ряда АЭС выяснилось, что расходы на ликвидацию этих объектов превосходят затраты на их строительство. Больно и тревожно смотреть на некогда могучие атомные субмарины, десятилетиями дожидающиеся своей очереди на разделку.

И все же объективные аналитики полагают, что ядерная (в перспективе термоядерная) энергетика безальтернативна. Человечеству придется в полном смысле этих слов "укротить атом" для того, чтобы эксплуатация ядерных энергетических установок стала не только экономически эффективной, но и в высшей степени безопасной.

Из школьного курса физики известно, что атом состоит из ядра и окружающих его электронных оболочек.

Ядро также не монолитно, а включает в себя частицы - нуклоны (буквально - "ядрышки"). В 1932 г. ученик Резерфорда Дж. Чедвик открыл нейтрон.

В 1934 г. итальянский физик Э. Ферми пытался путем бомбардировки нейтронами ядер урана получить заурановые элементы (он предполагал, что нейтроны будут просто захватываться ядром урана). Вместо этого в результате бомбардировки он наблюдал образование ряда радиоактивных элементов, относившихся, вопреки его надеждам, к середине периодической таблицы Менделеева. Фактически Ферми открыл деление ядер урана под воздействием нейтронного излучения, но в тот период он не смог этого правильно интерпретировать! В конце 1934 г. физико-химик И. Новак в одном из технических журналов так прокомментировала опыты Э. Ферми: "Возможно, что при бомбардировке тяжелых ядер нейтронами эти ядра распадаются на несколько больших осколков…" На статью никто не обратил внимания! Лишь после опубликования работ по делению ядер О.Ганом и Ф. Штрассманом в 1939 г. стало понятно, что И. Новак была права.

Качественно процесс деления был объяснен учеными трех стран: Бором (Дания), Уиллером (США) и Френкелем (СССР). Наиболее важным результатом стало осознание огромной величины энергии, выделяющейся при каждом акте деления: около 200 МэВ (1 МэВ = 1,6·10-13 Дж)! Если заставить разделиться все ядра в 1 кг урана, то выделится примерно столько же энергии, как при сжигании 10000 т керосина, а ведь это 160 стандартных железнодорожных четырехосных цистерн.

После начала Второй мировой войны публикации в западной прессе об исследованиях в области ядерных превращений практически исчезли. Тем более интересно, что в этом внезапно возникшем "научном вакууме" выдающиеся советские физики Я.Б. Зельдович и Ю.Б. Харитон сумели сформулировать несколько исключительно важных результатов, касавшихся развития так называемой цепной реакции деления. Выполнив цикл сложных расчетов, они показали, что самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция в 238U протекать не может, причем как в оксиде U3O8, так и в чистом металле. Я.Б. Зельдович и Ю.Б. Харитон отметили, что небольшая примесь изотопа 235U способна принципиально изменить ситуацию. Они же обратили внимание на необходимость замедления нейтронов для повышения вероятности деления 235U. В научном плане все эти соображения были совершенно необходимыми для создания ядерного реактора. Следует подчеркнуть, что указанные результаты были получены еще до того, как советская разведка наладила передачу информации из недр американского проекта "Манхэттэн".

Принципиальная схема энергетического ядерного реактора может быть представлена следующим образом. Реактор состоит из нескольких зон, каждая из которых имеет свое назначение. Ядерное горючее в виде стержней из вещества, в состав которого входят делящиеся изотопы (уран, окись урана и др.) образуют тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). ТВЭЛы размещаются в отверстиях, расположенных в блоках замедлителя, для которого используются легкие элементы (бериллий, окись бериллия, водород и др.). Замедлитель используется для уменьшения кинетической энергии нейтронов до теплового уровня. Тепловые нейтроны, захватываясь в уране, вызывают деление ядер. При делении выделяется тепловая энергия и испускаются быстрые нейтроны. Последние опять замедляются до тепловых энергий в блоках замедлителя, а затем вновь захватываются ядрами делящегося вещества.

Комбинация из ядерного топлива, замедлителя и необходимых конструктивных элементов составляет так называемую активную зону реактора. Через активную зону протекает теплоноситель (газы, вода или жидкие металлы), омывающий ТВЭЛы и отводящий от них теплоту. Для уменьшения утечки нейтронов активная зона окружена отражателем, который действует подобно оптическому рефлектору и возвращает большинство вылетающих нейтронов обратно в активную зону. Вокруг отражателя располагается биологическая защита, предназначенная для ослабления интенсивности нейтронного потока и излучений ниже предельно допустимой нормы. Внутри активной зоны или отражателя располагаются регулирующие органы реактора, которые обычно выполняются из поглощающего или отражающего материала и служат для управления процессом деления ядерного горючего путем поглощения части нейтронов или изменения количества нейтронов, покидающих активную зону (утечки нейтронов).

Как отмечалось ранее, при поглощении нейтрона определенной энергии ядром урана существует конечная вероятность расщепления этого ядра на два или более осколков. При каждом делении ядра появляется в среднем от двух до трех нейтронов деления. Вторичные нейтроны при определенных условиях могут вызвать акты деления других ядер урана, и поэтому возникает цепная реакция. Однако не все вторичные нейтроны вызывают деление других ядер. Часть нейтронов может быть поглощена в других материалах активной зоны. Еще какая-то часть нейтронов теряется вследствие утечки из активной зоны. Условие поддержания цепной реакции состоит в том, что каждое ядро урана, захватывающее нейтрон, должно в среднем давать, по крайней мере, один вторичный нейтрон, который вызывает деление другого ядра.

Самоподдерживающаяся цепная реакция возможна в реакторе с определенным составом и размерами активной зоны. Критическое состояние реактора характеризуется двумя параметрами: размерами активной зоны (критический размер Rкр) и загруженной в нее массой ядерного горючего (критическая масса Mкр). Без критической массы процесс невозможен. Загрузка ядерного топлива М всегда больше критической массы.

Нейтроны деления принято подразделять на мгновенные (испускаемые в момент деления) и запаздывающие (появляющиеся через некоторое время спустя после деления). Мгновенные нейтроны составляют основную часть (более 99 %) нейтронов деления. Некоторые осколки ядер, получаемые в процессе деления после бета-распада, образуют часть дочерних ядер с энергией возбуждения, превышающей энергию связи нейтрона. Сразу же после такого распада дочернее ядро испускает запаздывающий нейтрон. Время появления запаздывающих нейтронов связано с периодом полураспада их предшественников - осколков. Доля запаздывающих нейтронов составляет ~ 0,75 % от общего числа образующихся в процессе деления нейтронов. Несмотря на кажущуюся незначительность этой доли, именно запаздывающие нейтроны играют важнейшую роль в процессе регулирования ядерных реакций. Но об этом мы поговорим позднее.

Нейтроны, испускаемые ядрами при делении, имеют энергию порядка 1...15 МэВ и называются быстрыми. Нейтроны, имеющие энергию, приблизительно соответствующую энергии теплового движения (0,01…1 эВ), называют тепловыми.

Если основная доля деления обусловлена захватом быстрых нейтронов, то такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах или быстрым реактором. В таких реакторах отсутствует замедлитель как элемент активной зоны. Замедляющие вещества вводят в активную зону только в составе ядерного топлива (карбид урана, окись плутония и др.). Реактор, в котором основная доля деления обусловлена захватом тепловых нейтронов, называется тепловым. Для уменьшения энергии быстрых нейтронов используется упругое рассеяние их энергии при столкновении с ядрами замедляющего вещества. Причем, чем легче ядра замедлителя, тем большую часть энергии отдает нейтрон при столкновении. Поэтому в качестве замедлителя используются вещества с малыми атомными номерами (вода, литий, графит). Лучшим замедлителем является водород - при столкновении с ядрами водорода энергия нейтронов уменьшается приблизительно вдвое.

Если основная часть процесса деления вызвана захватом ядрами нейтронов с энергией более высокой, чем у тепловых (от тепловых энергий до 0,1 МэВ), то такой реактор называется реактором на промежуточных нейтронах. Они применяются сравнительно редко по двум причинам. Во-первых, для них требуется более высокая загрузка ядерного топлива по сравнению с тепловым реактором. Во-вторых, в промежуточной активной зоне на один захват нейтронов испускается не более 1,5...2 нейтрона, поэтому поддерживать цепную реакцию сложнее.

Условие поддержания цепной реакции в ядерном реакторе тесно связано с понятием коэффициента размножения k. Коэффициент размножения k можно определить как отношение числа нейтронов данного поколения к числу соответствующих нейтронов поколения, непосредственно ему предшествующего.

Если k > 1, то цепная реакция деления ядер возможна, если k < 1, то цепная реакция не может поддерживаться, и в конце концов прекратится. Для конкретного реактора конечных размеров вводят понятие эффективного коэффициента размножения kэф, а также понятие реактивности r = (kэф - 1) / kэф, которое широко используется при расчете процессов для решения задач управления.

Средний промежуток времени между двумя последовательными поколениями нейтронов в реакторе бесконечных размеров называется временем жизни нейтронов l. Среднее эффективное время жизни нейтронов в реакторе конечных размеров обозначается через l*. В тепловом реакторе время жизни одного поколения нейтронов складывается из времени, необходимого для деления активного вещества, времени замедления нейтронов до скоростей теплового движения и, наконец, времени диффузии теплового нейтрона до момента захвата его в топливе или в неделящемся веществе. Порядок величин этих времен приближенно равен 10-14, 10-5 и 10-3 с, соответственно. Из приведенных оценок видно, что время жизни одного поколения нейтронов может быть связано в тепловом реакторе со временем диффузии и составлять около l* = 10-3 с.

Тепловая мощность реактора пропорциональна числу делений в активной зоне в единицу времени. Так, например, 3·1010 делений в секунду соответствуют мощности 1 Вт. Число делений пропорционально числу нейтронов, находящихся в активной зоне в рассматриваемый момент времени.

Состояние реактора в любой заданный момент времени определяется величиной коэффициента размножения. Если k = 1 (r = 0), то состояние реактора называется критическим и он работает на постоянном уровне мощности. При k < 1 (r < 0) состояние реактора называется подкритическим. Если k > 1 (r > 0), состояние реактора называется надкритическим.
Рассмотрим реактор, работающий на постоянном уровне мощности. Пусть в некоторый момент времени в него введено возмущение, соответствующее r = 0,005. Если реактор тепловой, с l* = 0,001 с, и все нейтроны мгновенные, то возникает процесс изменения мощности с периодом 0,2 с.

Происходит лавинообразное нарастание мощности реактора и никакая физически осуществимая система регулирования не в состоянии справиться с задачей стабилизации плотности нейтронов при регулировании реактора. Так что же, управляемая ядерная реакция невозможна? К счастью, это не так.

Как известно, в процессе деления не все нейтроны образуются мгновенно, имеется небольшая доля запаздывающих нейтронов. Так как запаздывающие нейтроны входят в общий баланс нейтронов при цепной реакции, то среднее время жизни одного поколения следует вычислять как средневзвешенное время по всем группам нейтронов. Роль мгновенных нейтронов при определении средневзвешенного времени жизни пренебрежимо мала, поэтому величина средневзвешенного времени определяется в основном запаздывающими нейтронами и оказывается равной не 0,001 с, а 0,1 c. Тогда для принятого ранее значения r = 0,005 период реактора будет составлять 20 с.

Двадцатикратное увеличение мощности, которое в первом варианте расчета наступало уже через 0,5 с, теперь будет достигнуто только через 50 с. При такой интенсивности протекания переходных процессов управление реактором становится выполнимой задачей. На эффекте запаздывающих нейтронов и основывается возможность управления ядерными процессами.
Когда k > 1,0075, то реактор становится критичным по отношению к мгновенным нейтронам. Это означает, что цепная реакция в нем может поддерживаться независимо от запаздывающих нейтронов на одних мгновенных. Если k > 1,0075, то будет иметь место быстрый неуправляемый экспоненциальный рост мощности. По этой причине при работе системы регулирования требуется, чтобы надкритичность реактора всегда удовлетворяла условию: r < 0,0075.

(Продолжение в следующем номере)