ИГОРЬ ВАСИЛЬЕВИЧ КУРЧАТОВ (1903–1960) — видный советский физик, замечательный организатор, возглавлявший работу по разработке атомной проблемы в Советском Союзе. Начал свою научную деятельность в области физики твердого тела, создал учение о сегнетоэлектриках. В начале 30-х годов занялся исследованиями в области физики атомного, ядра. Под его руководством проведены важные работы в области изучения ядерной изомерии, резонансного поглощения нейтронов, искусственной радиоактивности.
И у нас, и за границей были испробованы самые различные конструкции. Прежде всего решается вопрос об изотопном составе используемого урана или другого ядерного горючего. Далее инженер должен решить, в каком виде он желает использовать горючее: в виде раствора солей урана или в виде твердых кусков. Твердому горючему элементу может быть придана различная форма. Можно работать с брусками, но более подходящими являются длинные стержни. Существенную роль играет геометрия расположения топливных элементов. Инженерный расчет поможет найти наиболее целесообразное расположение контрольных стержней, поглощающих нейтроны. Их перемещение (конечно, автоматическое) должно обеспечить нужное значение коэффициента размножения нейтронов.
Различие в поведении медленных (тепловых) нейтронов и быстрых нейтронов позволяет разбить типы, реакторов на две категории, а именно реакторы с замедлителем нейтронов и бридерные реакторы.
Реактор, в котором предусмотрено замедление нейтронов, может работать на природном уране. Количество замедлителя должно быть таким, чтобы не дать возможность значительному числу нейтронов поглощаться ядрами урана-238. А ведь этих ядер примерно в 140 раз больше, чем ядер урана-235. Если количество замедлителя будет малым, то нейтроны не будут успевать уменьшить свою скорость до тепловой, поглотятся ядрами урана-238 и цепная реакция не сможет продолжаться. Реактор, работающий на природном уране или уране, незначительно обогащенном ураном-235, будет все же создавать новое горючее — плутоний. Но его будет образовываться гораздо меньше, чем «сгорающих» ядер.
Пока что на атомных электростанциях используют реакторы на тепловых нейтронах. Наиболее часто применяют четыре типа реакторов: водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; графито-водяные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; реакторы, в которых замедлителем является тяжелая вода, а теплоносителем обычная вода, и, наконец, графито-газовые реакторы.
Причина того, что специалисты в области атомной энергетики сосредоточили свое внимание на реакторах, работающих на тепловых нейтронах, видимо в том, что обогащение урана изотопом 235 является трудной задачей. Но надо помнить замечание, сделанное нами выше: используя в качестве горючего один лишь изотоп уран-235, мы лишаем себя возможности пустить в дело огромные запасы потенциального ядерного горючего.
В настоящее время намечается тенденция к переходу на ядерные реакторы другого типа, работающие на сильно обогащенном топливе и не использующие замедлителя нейтронов.
Допустим, что в котле имеется смесь, в которой на одну часть урана-235 приходится одна часть урана-238. В этом случае число нейтронов, выбывающих из цепной реакции благодаря захвату ураном-238, может быть бóльшим числа нейтронов, расщепляющих ядра урана-235 и продолжающих цепную реакцию. Такой реактор и будет бридерным. В зависимости от геометрии расположения стержней или кирпичей ядерного активного, и потенциального горючего, можно создать бридерный реактор с самым различным процентным отношением этих двух видов топлива и с разным коэффициентом воспроизведения.
Для того чтобы читатель имел представление о параметрах ядерных реакторов, приведем, два примера.
Рис. 6.2 дает общее представление об устройстве ядерного реактора, который в настоящее время используется на американских подводных лодках.
Охладителем является обычная вода. Поскольку обычная вода захватывает нейтроны примерно в 600 раз более эффективно, чем тяжелая вода, то такой реактор может работать только на уране-238, обогащенном ураном-235. Вместо природной доли 0,72 % в топливе этих реакторов содержится от 1 до 4 % урана-235. Реактор, способный давать 1100 МВт электрической энергий, имеет диаметр около 5 м, высоту 15 м и толщину стенок, около 30 см (5-этажный дом!). Если в такой реактор загрузить 80 т окиси урана с содержанием 3,2 % урана-235, то он будет работать 10–12 месяцев (после чего надо менять стержни). Вода в реакторе нагревается да 320 °C. Она циркулирует под давлением около 300 атм. Горячая вода превращается в пар и подается на лопасти турбины.