Энергия будущего - [33]

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 новыми 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.

Как раз те избыточные нейтроны, которые могли быть использованы для получения плутония, исчезают, не принося пользы. Конечно, полностью исключить замедление нейтронов невозможно. Но с увеличением атомного веса элементов, используемых в активной зоне, оно существенно уменьшается.

Для снижения потерь нейтронов используется ряд приемов. Активная зона реактора состоит из 200 так называемых топливных сборок. В каждой сборке находится 170 тепловыделяющих элементов, охлаждаемых потоком натрия. Сборки шестигранной формы. Установлены они впритык одна к другой так, что диаметр активной зоны оказывается равным полутора метрам, а его высота метру. При таком небольшом размере активной зоны из нее вылетает очень большое количество нейтронов, которые могут бесполезно теряться. Чтобы их сохранить, активную зону реактора окружают еще двумя-тремя рядами «кассет» с тепловыделяющими элементами. В — них, правда, нет делящегося топлива, а есть только уран-238, представляющий собой сырье для получения делящихся элементов. В нем и поглощаются нейтроны, вылетающие из активной зоны. При этом создается плутоний. Экраны из того же урана размещены и на торцевых поверхностях цилиндрической активной зоны. Их назначение — также улавливать нейтроны, вылетающие из активной зоны.

Реактор БН-350 при работе в режиме размножения может взамен каждого сожженного в нем килограмма плутония производить из урана-238 полтора килограмма нового плутония. Это достаточно хороший показатель воспроизводства топлива, но пока, к сожалению, только расчетный. На самом деле в активную зону реактора вместе с ураном-238 пока загружается не плутоний (работа с ним связана с некоторыми сложностями, о которых расскажем несколько позже), а дорогостоящий уран-235. Но поскольку главная задача теперешнего этапа развития реакторов на быстрых нейтронах — это создание атомной станции, конструктивно надежной и работоспособной, эти вопросы могут быть отработаны и с активной зоной, в которую загружен не плутоний, а уран-235. В этом случае воспроизводство топлива, конечно, ухудшается, так как при делении из него вылетает нейтронов меньше, чем при делении плутония. Однако условия работы всего оборудования практически остаются такими, словно в активной зоне вместе с ураном-238 загружен плутоний.