Атомная проблема - Филлип Рэн

Принято считать, что в реакторах мощность в 1 квт соответствует примерно 1000 нейтронов на 1 см3, поэтому иногда мощность реактора измеряется в нейтронах.

Тонна тяжелой воды, покупаемой в Швеции, обходится в 70–80 млн. франков. На Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии американцы заявили, что в скором времени они смогут продавать тяжелую воду по цене 22 млн. франков за тонну.

Тонна графита стоит 400 тыс. франков, а тонна окиси бериллия — 20 млн. франков.

Вещество, используемое в качестве замедлителя, должно быть чистым, чтобы избежать потерь нейтронов при их прохождении через замедлитель. В конце пробега нейтроны имеют среднюю скорость около 2200 м/сек, в то время как их начальная скорость была порядка 20 тыс. км/сек. В реакторах выделение тепла происходит постепенно и может контролироваться в отличие от атомной бомбы, где оно происходит мгновенно и принимает характер взрыва.

В некоторых типах реакторов на быстрых нейтронах замедлитель не требуется.

Человек должен иметь возможность по своему желанию вызывать, регулировать и останавливать ядерную реакцию. Это достигается при помощи регулирующих стержней из бористой стали или из кадмия — материалов, обладающих способностью поглощать нейтроны. В зависимости от глубины, на которую регулирующие стержни опускаются в реактор, количество нейтронов в активной зоне увеличивается или уменьшается, что в конечном счете дает возможность регулировать процесс. Управление регулирующими стержнями осуществляется автоматически при помощи сервомеханизмов; некоторые из этих стержней в случае опасности могут мгновенно падать в активную зону.

Сначала высказывались опасения, что взрыв реактора причинит такой же ущерб, что и взрыв атомной бомбы. Для того чтобы доказать, что взрыв реактора происходит лишь в условиях, отличающихся от обычных, и не представляет серьезной опасности для живущего no соседству с атомным заводом населения, американцы намеренно взорвали один так называемый «кипящий» реактор. Действительно, произошел взрыв, который мы можем охарактеризовать как «классический», то есть неядерный; это лишний раз доказывает, что ядерные реакторы могут строиться вблизи населенных пунктов без особой опасности для последних.

В процессе деления ядер выделяется определенная энергия, которая передается продуктам распада и образующимся нейтронам. Эта энергия в результате многочисленных столкновений нейтронов превращается в тепловую, поэтому для того, чтобы предупредить быстрый выход реактора из строя, тепло необходимо отводить. В реакторах, предназначенных для получения радиоактивных изотопов, это тепло не используется, в реакторах же, предназначенных для производства энергии, оно становится, наоборот, основным продуктом. Охлаждение может осуществляться при помощи газа или воды, которые циркулируют в реакторе под давлением по специальным трубкам и потом охлаждаются в теплообменнике. Отданное тепло может использоваться для нагревания пара, вращающего соединенную с генератором турбину; подобное устройство будет представлять собой атомную электростанцию.

Для того чтобы избежать вредного воздействия нейтронов, могущих вылететь за пределы реактора, и предохранить себя от испускаемого в процессе реакции гамма-излучения, необходима надежная защита. Ученые подсчитали, что реактор мощностью в 100 тыс. квт выделяет такое количество радиоактивных излучений, что человек, находящийся от него на расстоянии 100 м, получит за 2 мин. смертельную дозу. Для обеспечения защиты персонала, обслуживающего реактор, строятся двухметровые стены из специального бетона со свинцовыми плитами.

Первый реактор был построен в декабре 1942 года итальянцем Ферми. К концу 1955 года в мире насчитывалось около 50 ядерных реакторов (США —2 1, Англия — 4, Канада — 2, Франция — 2). К этому следует добавить, что к началу 1956 года было запроектировано еще около 50 реакторов для исследовательских и промышленных целей (США — 23, Франция — 4, Англия — 3, Канада — 1).

Типы этих реакторов очень разнообразны, начиная от реакторов на медленных нейтронах с графитовыми замедлителями и природным ураном в качестве топлива до реакторов, работающих на быстрых нейтронах и использующих в качестве топлива уран, обогащенный плутонием или ураном 233, получаемым искусственным путем из тория.

Кроме этих двух противоположных типов, существует еще целый ряд реакторов, различающихся между собой либо составом ядерного горючего, либо типом замедлителя, либо теплоносителем.

Очень важно отметить, что, хотя теоретическая сторона вопроса в настоящее время хорошо изучена специалистами во всех странах, в практической области различные страны не достигли еще одинакового уровня. Впереди других стран идут США и Россия. Можно утверждать, что будущее атомной энергии будет зависеть в основном от прогресса техники.

II. Что можно получать в ядерном реакторе?

Ядерный реактор позволяет:

— производить плутоний;

— вырабатывать тепловую энергию;

— получать радиоактивные изотопы.

Реакторы, называемые первичными[10], служат для получения плутония, поэтому тепло является в них лишь побочным продуктом. Обычно считают, что в таком реакторе на каждые 1000 квт мощности производится в день 1 г плутония. Таким образом, Маркульский реактор G-1, имеющий мощность 40 тыс. квт, должен ежегодно давать около 15 кг плутония.

Так называемые вторичные реакторы предназначаются в основном для производства тепловой энергии; получаемый при этом плутоний является побочным продуктом.

Как мы уже говорили выше, энергия, высвобождающаяся в результате деления ядер урана, выступает в форме тепловой энергии. Последняя в определенных условиях может либо превращаться в электрическую, либо непосредственно использоваться в качестве источника движения в транспортных силовых установках.

Рассмотрим в общих чертах эти основные способы использования ядерной энергии.

а) Атом как «источник электроэнергии».

Мощность ядерных реакторов измеряется в киловаттах. Но это, так сказать, тепловые киловатты. Чтобы перевести их в электрические, нужно применить формулу Карно с учетом качества производимого тепла, которое зависит от температуры поступающей из реактора жидкости.

На современных тепловых электростанциях коэффициент полезного действия достигает 25 %, в то время как на первых атомных электростанциях он пока не превышает 10–15 %. Это объясняется тем обстоятельством, что расщепление уранового горючего в реакторах не может быть доведено до конца, так как в результате многочисленных столкновений с ядрами урана нейтроны «загрязняют» ядерное горючее, что приводит к замедлению, а в некоторых случаях и к полному прекращению цепной реакции. Например, в реакторе, построенном в Сакле, температура теплоносителя на выходе равна 130°, в реакторе G-1–220°, в реакторе G-2 (второй строящийся в Маркуле реактор) — 280°. В реакторе, установленном на подводной лодке «Наутилус», удается нагреть воду до 315°. Через два года специалисты надеются довести температуру теплоносителя на выходе из реактора до 500°. Тогда к.п.д. на атомных электростанциях будет примерно таким же, как и на тепловых.

При таком невысоком к.п.д. количество электроэнергии, которое можно получать на ядерных электростанциях, сравнительно невелико. Например, мощность реактора G-1 составляет 40 тыс. квт. Но поскольку это только тепловые киловатты, а к.п.д. этого реактора равен 12 %, количество получаемой из этого тепла электроэнергии не будет превышать 5 тыс. квт. Между тем для обеспечения работы самого реактора требуется затратить энергию в 8 тыс. квт. Отсюда можно заключить, что реактор G-1 потребляет больше энергии, чем производит. Впрочем, нельзя забывать, что этот реактор предназначается не для выработки электроэнергии, а для получения плутония.

Лет через пять на земном шаре, вероятно, будет до десятка крупных атомных электростанций мощностью от 100 до 200 тыс. квт каждая.

К 1975 году эта цифра, по всей вероятности, увеличится вдвое. В Великобритании атомные электростанции будут покрывать 40 % всех потребностей в электроэнергии, в остальных странах Европы — 10 %, в США и Канаде — 15–20 %, а в Советском Союзе, по-видимому, еще больше.

Наконец, ученые считают, что к 2000 году атомные электростанции будут обеспечивать удовлетворение трех четвертей мировой потребности в электроэнергии.

Следует отметить, что электричество на атомных электростанциях вырабатывается за счет тепла, являющегося промежуточным продуктом. Поскольку электрические заряды в ядерной реакций не используются и пропадают даром, возникает вопрос, нельзя ли получать электричество непосредственно без промежуточной стадии, что, без сомнения, значительно повысило бы к.п.д. атомных электростанций. Есть все основания полагать, что в ближайшем будущем ученым удастся создать специальные конденсаторы, и эта задача будет решена.