Три основных процесса получения водорода представляются в настоящее время рентабельными: электролитический способ, термохимическое разложение и, Наконец, облучение водородсодержащих соединений нейтронами, ультрафиолетом и т. д. Оказывается экономически выгодным и получение водорода из угля и нефти в ядерных реакторах. В этих случаях можно предусмотреть передачу водорода к месту потребления по трубам, как это делается сейчас в отношении подземного газа.
Закончим на этом наш краткий обзор химических топлив и зададим вопрос: как обстоит дело с ядерным горючим? Каковы его запасы на Земле? Ведь его нужно так мало. Один килограмм ядерного горючего дает в 2,5 миллиона раз больше энергии, чем такое же количество угля.
Примерные расчеты показывают, что запасы потенциального ядерного горючего (из дальнейшего читатель поймет, почему мы воспользовались этим прилагательным) могут быть представлены следующими величинами: около 2 миллионов тонн урана и 4 миллиона тонн тория. Это вещества, из которых мы умеем сегодня извлекать энергию в атомных реакторах методом расщепления ядер. Прибавятся ли к ним другие вещества? Что же, это нельзя считать исключенным. Число ядерных реакций, дающих энергию, огромно. Вопрос лишь в том, как сделать реакцию цепной.
Пока поведем речь о том, что мы умеем делать сейчас. Как это следует из предыдущей главы, существует лишь одно-единственное встречающееся в природе вещество, которое является ядерным горючим. Это изотоп ypaн-235. Уран, который добывают на рудниках, содержит 99,3 % урана-238 и всего лишь 0,7 % урана-235.
На первый взгляд может показаться, что самая простая идея — это выделить нужный нам изотоп и создать, реакторы, состоящие из кусков или стержней этого вещества, вводя в реакционный объем контрольные стержни, поглощающие нейтроны, для управления ядерной реакцией.
Прежде всего следует отметить, что поглощать нейтроны, не давать им возможности участвовать в цепной реакции, невыгодно, если мы заботимся о мощности установки, т. е. хотим от единицы массы ядерного горючего получат как можно больше энергии в одну секунду. А вот замедлить нейтроны до тепловых скоростей — превратить «быстрые» нейтроны, образующиеся при развале ядра, в «медленные» — вот это весьма полезно для повышения эффективности работы котла, ибо ядра урана-235 поглощают медленные нейтроны с много большей вероятностью.
Если не говорить об опытных конструкциях, не вышедших за пределы лаборатории, то можно сказать, что в качестве замедлителя использовалась либо тяжелая вода, либо обычная вода. Тяжелая вода хороша тем, что она совсем не поглощает нейтронов. Но замедляет нейтроны она значительно хуже обычной.
Итак, самый простой, казалось бы, путь состоит в выделении изотопа уран-235. Мы уже говорили, что осуществление такого выделения будет стоить огромных денег. Ведь химические способы не годятся: речь идет о веществах, тождественных по своим химическим свойствам.
Наиболее рентабельным полагают сейчас метод центрифугирования. Перед тем как приступить к этой операции, надо получить какое-либо газообразное соединение урана. Единственным таким соединением, находящимся в газообразном состоянии при обычных температурах, является гексафлуорид урана. Различие в массах молекул газа, содержащих изотопы уран-238 и уран-235, столь незначительно, что лучшая центрифуга обогащает газ более легкими молекулами всего лишь на 12 %. Для того чтобы получить уран, содержащий 3 % изотопа уран-235 (такое топливо уже удобно использовать в ядерном реакторе), процесс надо повторить 13 раз. Ясно, что получение чистого изотопа уран-235 нельзя рассматривать как верное решение инженерной задачи.
Но имеется и другое, пожалуй, еще более важное соображение. Без урана-235 мы не превратим основную массу урана, а также торий в ядерное горючее. Вот поэтому мы и назвали их потенциальным горючим. Что же касается самого изотопа уран-235, то это топливо оттянет момент наступления энергетического голода на какие-нибудь сотни лет. Следовательно, если полагать, что человечество должно долгие столетия пользоваться ядерным горючим, то надо пойти другим путем.
Ядерное горючее можно производить в реакторе! В реакторе мы можем производить, во-первых, плутоний-239, который получается из урана-238, и, во-вторых, уран-233, получающийся из тория-232. Но начать дело без урана-235 никак нельзя.