Одно из основных преимуществ атомной энергетики — это огромная калорийность используемого в ней ядерного топлива. Вспомните числа: деление урана дает 20 миллионов килокалорий на грамм разделившегося топлива против 7 килокалорий на грамм угля. Это много, бесконечно много. Такая высокая калорийность позволяет значительно уменьшить объем перевозок топлива.

Кроме того, одним из главных достоинств атомной энергетики является возможность перенесения центра тяжести производства энергии из отрасли, добывающей топливо (уголь, нефть, газ, сланцы), в отрасль машиностроения с ее традиционно поточным методом производства и высокой степенью автоматизации.

В действительности эффективная калорийность ядерного топлива оказывается не столь высокой. Правда, на транспортных расходах некоторое уменьшение выхода энергии в реакторе по сравнению с расчетной почти не сказывается. Подумаешь, вместо 20 миллионов килокалорий из грамма урана мы получим в 100 раз меньше!

Однако соглашаться на такой расточительный его расход никак нельзя. Ведь на Земле его не бесконечное количество. От чего же зависит эффективность использования ядерного горючего?

 

Всего процент. Почему?

Главная идея, лежащая в основе ядерного реактора деления, понятна: нужно, смешав уран и замедлитель, взять достаточное количество смеси, и в ней возникнет цепная реакция. Объем этой смеси называют критическим объемом, а массу урана — критической массой.

Однако бесполезно пытаться сделать реактор с однородной смесью природного урана и какого-либо легкого замедлителя: воды или графита. Он работать не будет; как говорят физики, такая установка никогда не достигнет критичности. Одна из причин неудачи состоит в том, что в смеси применен природный уран.

В чистом виде урана-235, способного делиться под действием тепловых нейтронов, в природе не существует. Во всех рудах и минералах, содержащих уран, он находится в смеси с другим изотопом — ураном-238.

А его, к сожалению, в природном уране содержится 99,3 процента. И только около 0,7 процента приходится на долю урана-235. Чем же это плохо?

А тем, что уран-238 тепловыми нейтронами не делится, а просто поглощает их. Более того, он жадно поглощает не только тепловые — медленные нейтроны, но и нейтроны более быстрые, еще не успевшие отдать свою энергию в процессе замедления. Такой сильный захват нейтронов физики назвали резонансным.

Еще в 1936 году И. Курчатов в работе «Расщепление ядер нейтронами» описал явление резонансного поглощения. Но вышло так, что честь этого открытия принадлежит не ему. В то время, когда И. Курчатов и его сотрудники для проверки выводов и опровержения сомнений коллег-оппонентов, в первую очередь Л. Арцимовича, вновь и вновь ставили контрольные опыты, в печати появилась публикация Э. Ферми, в которой и описывалось резонансное поглощение нейтронов.

Казалось бы, если уран-238 — вредный поглотитель, то его нужно просто отделить от урана-235. Конечно, это так. Но вот отделить его вовсе не просто. Если, скажем, нужно очистить воду от каких-либо примесей, то ясно, что речь идет о разделении различных химических веществ, обладающих различными химическими и физическими свойствами. На этом и основывается разделение. Но уран-238 и уран-235 — это разные изотопы одного и того же химического элемента, и химические и физические свойства у них практически одинаковы. Разделение этих изотопов должно основываться на другом принципе, на их различии. Чем же отличается уран-238 от урана-235?

Вес этих изотопов различный, и в основе их разделения должно лежать это различие. Существует большое количество методов разделения изотопов; упомянем лишь электромагнитный, метод центрифугирования и газовой диффузии. Расскажем о методе газовой диффузии, на примере которого особенно отчетливо видны трудности, которые необходимо преодолевать при разделении изотопов одного и того же элемента.

Метод этот основан на том факте, что молекулы легкого газа при одной и: той же температуре движутся в среднем более быстро, чем молекулы тяжелого газа.

Как-то в 1945 году на одном из научно-технических заседаний, когда советский ученый И. Кикоин рассказывал о методах разделения, И. Курчатов в шутку заметил, что этот процесс схож, если можно так выразиться, с ситуацией при выходе из кинотеатра после окончания сеанса: подростки проскакивают быстрее степенных и солидных зрителей.

Возвращаясь к проблеме разделения изотопов, скажем, что если пропускать через пористую перегородку газовую смесь, то молекулы легкого газа пройдут быстрее и за перегородкой содержание его окажется больше, чем до перегородки.

Уран-238 и уран-235, как известно, металлы.

Для разделения их прежде всего переводят в газообразное состояние, соединяют с фтором и получают гексафторид урана. Этот газ и пропускают через пористую перегородку с микроскопическими отверстиями порядка 10^-8 сантиметра. Однако после одного прогона через перегородку содержание легкого изотопа урана-235 увеличивается всего в 1,002 раза. Чтобы увеличить концентрацию, этот процесс повторяют снова и снова. Например, чтобы поднять содержание урана-235 с 0,7 процента до 99, нужно пропустить газ примерно через 4 тысячи таких перегородок.

При разделении больших количеств изотопов применяют перегородки гигантской площади. Больше того, для разделения газовых смесей нужно строить специальные заводы, на которых площадь только одних пористых перегородок должна составлять сотни гектаров.

Система же труб, соединяющих отдельные камеры, протягивается на несколько тысяч километров. Ценой очень больших усилий удается отделить вредный, поглощающий нейтроны изотоп уран-238 от урана-235.

Поэтому так высока его стоимость.

Процессы разделения, которые часто называют обогащением урана, настолько важны для атомной энергетики, что научно-исследовательские и поисковые работы продолжаются и по сей день. Предложен ряд новых методов разделения, в том числе способ, основанный на использовании лазерного излучения, интенсивно изучаемый в настоящее время.

Используя уран, обогащенный изотопом урана-235, и применяя однородную смесь урана, например, с графитом, уже можно создать действующий реактор.

При достижении некоторого объема в нем начнется цепная реакция деления — реактор заработает и… через очень короткое время остановится. Почему? Дело в том, что при производстве энергии часть ядер урана-235 разделится выгорит. Количество его, находящееся в активной зоне реактора, станет меньше критической массы, и цепная реакция затухнет.

Из такого положения есть два выхода. Первый состоит в том, чтобы непрерывно загружать реактор новым ураном-235, заменяя им выгоревший. Можно, кроме того, заранее загружать активную зону дополнительным количеством горючего, предназначенного для выгорания.

Использовать первый способ в чистом виде практически невозможно: стоит выгореть всего нескольким атомам урана-235, как цепная реакция начнет затухать.

Поэтому применяют комбинацию того и другого. В реактор загружают не весь уран, необходимый для работы реактора все время, на которое он рассчитан, а только часть его. Затем, по мере выгорания, добавляют новые порции урана.

Поскольку речь зашла о выгорании урана, стоит рассказать еще об одной особенности работы реактора при нагрузке, говорят, «на мощности». Связана эта особенность с осколками ядер, образующимися при делении урана, или, как их иногда называют, — шлаками.

При пуске первого реактора, работающего «на мощности», физики столкнулись с необъяснимым явлением, впоследствии получившим название отравление. Действительно, это явление выглядит так, словно в реактор, который только что был выведен «на мощность», кто-то начинает подсыпать вредный поглотитель, бесполезно захватывающий нейтроны и прекращающий цепную реакцию.

Теперь это явление получило объяснение. Но когда физики столкнулись с ним впервые, оно выглядело непонятным, а ситуация тревожной. Под сомнением оказалась возможность работы реакторов на большой мощности. Ведь могло случиться, что при увеличении мощности отравление станет настолько большим, что ценная реакция прекратится и реактор нельзя будет вернуть в критическое состояние.

Такие мысли тревожили физиков, наблюдавших за поведением реакторов. Но уже через несколько дней после начала работы первого реактора «на мощности» Э. Ферми удалось отыскать, или, если быть более точным, понять причину этого явления. Непонятное стало очевидным, простым, однако… неприятности, вызываемые отравлением, конечно, не исчезли. Остались они потому, что вызывались все теми же осколками ядер, или шлаками, возникающими при делении.

Шлаки, зола затрудняют процесс горения и в обычной угольной топке. Но там, обеспечивая нормальные условия для горения, их просто удаляют из топки. Другое дело шлаки атомного реактора. Удалить их очень трудно. Ведь они — атомы новых элементов, образовавшиеся при делении, и находятся они среди окружающих их атомов урана. Практически все они так и остаются в реакторе до самого конца его работы, то есть до той поры, пока активная зона не будет заменена новой. Накапливание осколков ведет к потере нейтронов, бесполезно поглощающихся ими.

Влияние некоторых шлаков-осколков на цепную реакцию сказывается сразу же после начала работы, так как они обладают очень большим сечением поглощения. Влияние других, имеющих маленькое сечение поглощения нейтронов, выявляется постепенно, по мере их накопления. Но все равно рано или поздно шлаков накопится столько, что цепная реакция прекратится, несмотря на то, что к этому времени в реакторе останется еще очень много урана-235. Ведь до самого последнего момента реактор был критическим и в нем шла цепная реакция. Теперь, после остановки, все топливо, включая и невыгоревший уран-235, нужно удалять из реактора и загружать его свежим. Выгоревший уран направляется в специальные хранилища.

Если проследить всю цепочку обращения с этим металлом, начиная с его добычи и кончая извлечением из реактора и его захоронением, то окажется, что полезно используется, то есть преобразуется в энергию, очень небольшая доля. Из всего добываемого урана в энергию деления переводится лишь один процент. Как видите, эффективная калорийность урана с учетом невыгоревшего топлива оказывается в сто раз меньше теоретически рассчитанной. Значит, на самом деле каждый грамм урана может дать не 20 миллионов килокалорий, а всего 200 тысяч. Но по сравнению с 7 килокалориями, которые можно получить при сжигании грамма угля, это, конечно, все еще очень много.

Низкая эффективность использования уранового топлива беспокоит нас и с другой точки зрения. Ведь запасы дешевого урана, как и других органических видов топлива, не безграничны. Поэтому повышение эффективности его использования — это важнейшая задача атомной энергетики сегодняшнего дня. Путей улучшения использования урана достаточно много: тут и уменьшение в реакторах вредного поглощения нейтронов за счет применения подходящих материалов, и снижение потерь при добыче урана, и экономия при изготовлении топлива, и многие другие.

Но основные причины низкой эффективности еще и в потере топлива, выгружаемого после работы реактора. Совершенно очевидно, что его необходимо вторично использовать в реакторе, а для этого надо переработать, очистив от шлаков.

Принципиальных трудностей, тупиковых проблем в переработке топлива нет. А вот технических трудностей очень много. Достаточно сказать, что уран нужно очистить от химических элементов чуть ли не всей таблицы Менделеева, а также от многочисленных химических соединений. Ныне, правда, уже есть лабораторные, а в ряде случаев налажены и промышленные способы очистки ядерного горючего. Все же есть нужда в особых предприятиях, где все операции и манипуляции с топливом, по ремонту и замене оборудования могли бы осуществляться дистанционно. Ведь большая часть осколков, образующихся при делении, а также многие новые элементы, которые возникают при поглощении нейтронов, радиоактивны. Работать с ними так, как мы работаем с другими веществами, нельзя. Нужны специальные меры защиты. Надо сказать, что эти меры защиты, необходимые защитные материалы и конструкции известны. Однако объединение всего этого, в общем, принципиально известного атомного хозяйства — химических процессов, аппаратов переработки, автоматики, оборудования, защитных материалов и способов защиты — в одно целое, то есть создание такого надежно и эффективно работающего завода по переработке топлива, — это сложная научно-техническая проблема. Но нет сомнения, что она будет решена, ибо уже работают опытно-промышленные установки и даже заводы промышленного масштаба.

Итак, переработка топлива — один из путей повышения эффективности использования урана — обязательна в любом случае. Однако важно также добиться использования урана-238 — изотопа, который не делится тепловыми нейтронами. Кстати, он не очень хорошо делится и быстрыми нейтронами. Когда в 1939 году Г. Флеров и К. Петржак открыли самопроизвольное деление урана, основной задачей исследований, поставленной И. Курчатовым, было как раз определение пороговой энергии деления урана-238. Уже тогда было показано, что она высока и что необходимая энергия нейтронов, способных разделить ядра урана-238, тоже должна быть высока. Кстати, энергия нейтронов, вылетающих при делении, близка к этой пороговой энергии.

Было также показано, что тем не менее осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию только на уране-238 невозможно. Каким же образом можно поставить уран-238 на службу атомной энергетике, если он не очень эффективно делится нейтронами?

Оказывается, методы получения энергии из урана-238 существуют, и связаны они с созданием в реакторе таких условий, при которых нейтроны поглощаются ядром урана-238 и образуется новый элемент — нептуний-239, а затем плутоний-239. Уже в реакторах на тепловых нейтронах в качестве горючего используется не только уран-235. Это видно и из следующего: содержание в природном уране делящегося изотопа урана-235 всего, как уже говорилось, 0,7 процента, а в реакторе при его работе удавалось сжечь один процент природного урана, то есть больше, чем содержится урана-235. Это увеличение эффективности использования топлива происходит благодаря расходу также и урана-238.

К тому, каким образом это происходит, мы обязательно еще вернемся, поскольку это одна из важнейших проблем атомной энергетики будущего.

А сейчас стоит вернуться несколько назад и коснуться проблем атомной энергетики прошлого.

 

Ошибка ученых фашистской Германии

Цепная реакция в реакторе может иметь разный характер. Она может быть растущей — мощность при этом увеличивается. Возможна реакция и затухающая.

При этом мощность будет падать. Об этом мы уже говорили. Нам сейчас надо выяснить, как направлять развитие цепной реакции или как управлять атомным реактором? Конечно, делать это нужно совсем не так, как управляют автомобилем, тепловозом или пламенем газовой горелки. И дело тут вовсе не в большей сложности, не в большем количестве приборов и систем управления — другим оказывается сам принцип управления реактором.

Как шофер меняет скорость движения автомобиля?

Он увеличивает или уменьшает мощность двигателя с помощью педали газа. Чтобы автомобиль ехал быстрее, шофер, нажимает на нее, увеличивая мощность двигателя. Но увеличение не будет беспредельным: в конце концов она достигнет определенной величины, станет какой-то вполне определенной и соответствующая ей скорость. Все зависит от того, насколько шофер переместил педаль газа. Если теперь он вернет ее в прежнее положение, то к прежней величине вернутся и мощность двигателя, и скорость автомобиля.

Математическое уравнение, описывающее критическое состояние реактора, однородно. Читателю, незнакомому с математикой, эти слова не говорят ничего.

Математик скажет, что величина, описываемая однородным уравнением, может быть определена только с точностью до постоянного коэффициента, если не задано какого-либо дополнительного условия. Но, не зная специфики работы атомного реактора, он никаких практических выводов из этого уравнения не сделает. Физик-реакторщик же поймет, что в принципе мощность критического реактора, описываемого таким уравнением, может достичь любой величины.

Пусть перед нами критический реактор, в котором идет самоподдерживающаяся цепная реакция деления.

Число нейтронов в каждом последующем поколении одинаково. Это значит, что в каждый момент времени число делений урана, а значит, и мощность реактора остаются постоянными.

Теперь прибавим к этому реактору в каком-либо месте некоторое дополнительное количество урана. Положение изменится. Если, например, вначале в единицу времени делилось 100 ядер урана, то теперь дополнительный урановый блок уловит и часть тех нейтронов, которые раньше бесполезно улетали из реактора.

Число делений в каждом последующем поколении будет расти: в первом 100, во втором, скажем, 101, в третьем 102 и т. д. Одновременно будет расти и мощность реактора. И пусть в тот момент, когда она увеличилась вдвое, мы убрали от реактора тот дополнительный блок урана. Рост мощности прекратится. Те лишние нейтроны, которые вызывали ее возрастание, теперь не будут производить делений и станут вылетать из реактора. Но его мощность, и в этом принципиальное отличие поведения реактора от поведения автомобиля, осталась той же, то есть вдвое больше первоначальной!

А как надо поступить, если понадобится мощность реактора уменьшить?

В этом случае нужно из точно критического реактора просто вынуть какой-либо блок урана, число нейтронов в следующих друг за другом поколениях будет уменьшаться, и мощность реактора упадет до определенной величины.

Итак, и педаль газа, и блок урана — это органы управления, органы регулирования мощности установок.

Но как по-разному реагируют на изменение положений этих органов регулирования автомобильный двигатель и ядерный реактор! В этом и заключается специфика управления атомным реактором. Кстати, отсюда видно, что от критической массы мощность ядерного реактора никак не зависит. При одной и той же критической массе она может быть совершенно различной.

Мы обошли стороной еще один вопрос управления реактором: именно скорость изменения его мощности.

От чего она зависит?

Регулирование реактора есть не что иное, как изменение его мощности, а она меняется вследствие изменения числа нейтронов в каждом последующем поколении.

Возрастает число нейтронов от поколения к поколению, увеличивается и мощность реактора. Значит, скорость изменения мощности зависит от того, как быстро меняются поколения нейтронов и насколько велико или мало время жизни одного поколения.

Начало жизни поколения нейтронов — это их рождение при делении. Потом в течение некоторого времени они будут находиться среди ядер замедлителя, соударяясь с ними, теряя энергию. Затем, уже замедлившиеся (тепловые), они будут блуждать среди атомов смеси урана и замедлителя, пока не поглотятся в ядре урана и не вызовут вновь деления. Этим и кончается жизнь одного поколения и начинается жизнь следующего.

Время жизни каждого нейтрона — всего одна стотысячная доля секунды. У людей одно поколение сменяет другое через 60–70 лет, и то иным кажется, что количество людей на земле растет слишком быстро.

В «реакторной» жизни смена одного поколения другим происходит за столь малое время, что количество нейтронов, а значит, и мощность реактора меняются очень быстро. Можно себе представить появление 100 тысяч поколений за одну секунду!

На самом деле такого быстрого роста не происходит.

При делении ядер не все нейтроны вылетают одновременно; часть из них задерживается в ядрах-осколках и вылетает через 10–20 секунд после деления. Жизнь всех сверстников таких нейтронов давно уже кончилась, а они в небольшом числе пережили свое поколение, существуя в миллион раз дольше. Как могут повлиять на процесс изменения мощности эти запаздывающие нейтроны?

Рассмотрим такой случай. Вы решили срочно передать кому-то важное сообщение. Но сделать это непосредственно не можете. Весть может дойти только по цепочке из пяти человек. Пусть каждый передаст это сообщение через 10 минут. Пройдет 50 минут прежде, чем весть дойдет до адресата. Если же хотя бы одно «звено» этой цепочки замедлится и передаст известие не через 10 минут, а, скажем, через сутки, то до нужного человека известие будет идти почти 1500 минут, то есть в тридцать раз дольше. А ведь запоздал только один человек!

Конечно, это не модель процесса размножения нейтронов. Но описанное показывает, как замедление в одном звене цепочки приводит к замедлению всего процесса.

Наличие запаздывающих нейтронов свидетельствует о том, что времени, затраченного на изменение мощности в реакторе, достаточно, чтобы с управлением реактором справлялась не только автоматика, но и непосредственно человек.

С неправильной оценкой явлений, вызывающих изменения мощности реактора, связана одна ошибка ученых фашистской Германии, которые в годы второй мировой войны пытались создать атомную бомбу.

После окончания войны в подземной лаборатории немецкого селения Хайгерлох был обнаружен сооруженный немецкими физиками реактор, в котором в качестве замедлителя использовалась тяжелая вода. Реактор не был критическим. Около полутора тонн урана и двух тонн тяжелой воды еще не хватало для осуществления самоподдерживающейся цепной реакции.

Первая ошибка немецких ученых заключалась в том их убеждении, что с помощью природного урана можно построить реактор, используя лишь тяжелую воду — замедлитель, слабо поглощающий нейтроны. Это надолго задержало работы по овладению атомной энергией. В те годы количество чистой тяжелой воды измерялось сотнями литров. Единственный завод по ее производству в Норвегии был взорван норвежскими патриотами. Восстановленный немцами, он вновь был разрушен при бомбардировке.

Вторая ошибка немецких физиков заключалась в том, что они считали новым сверхмощным оружием — атомной бомбой — атомный реактор на тепловых нейтронах или подобный ему. Они не знали, что время жизни одного поколения нейтронов в реакторе на тепловых нейтронах значительно дольше, чем должно быть в атомной бомбе. В силу этого (а также ряда других обстоятельств) реактор даже если и взорвется, то разделиться успеет лишь небольшое количество ядер урана.

Значит, по существу, это будет взрыв тепловой, а не ядерный. Кстати, такое ошибочное мнение очень распространено и поныне. И сейчас люди, не связанные с техникой и атомной энергетикой, считают атомный реактор и атомную бомбу одним и тем же.

Рассматривая принцип управления реактором, мы выяснили, что для изменения его мощности необходимо просто временно изменить число нейтронов одного поколения по отношению к предыдущему. То есть сделать его большим или меньшим в зависимости от того, что желательно иметь — увеличение или уменьшение мощности. Осуществляют это, добавляя или извлекая из реактора часть урана. Просто? Да, но на самом деле такой способ не применяется или, чтобы быть точными, применяется крайне редко.

Всем известно, что при пожаре цепную реакцию горения прекращают, заливая горящие предметы водой.

А чем погасить ядерную цепную реакцию? Конечно, с помощью самих ее возбудителей — нейтронов, которые можно вывести из реакции с помощью вещества, сильно поглощающего эти частицы. Таким достаточно распространенным в природе и дешевым элементом является бор. Если ввести его в точно критический реактор, он станет поглощать нейтроны, участвующие в цепной реакции. Их в конце концов будет не хватать для того, чтобы реакция была самоподдерживающейся, и мощность реактора начнет уменьшаться. А как ее увеличивать? Оказывается, это можно сделать также с помощью бора. Реактор с самого начала делают не только критическим, а надкритическим, для чего в него вводят больше урана, нежели нужно для поддержания цепной реакции. Мощность в таком реакторе должна расти. Чтобы этого не происходило, в него вводят поглотитель — бор, и в таком количестве, чтобы реактор стал критическим. Теперь его мощность можно менять по своему желанию. Выведем бор из реактора — она станет увеличиваться. Введем в него дополнительное количество бора — мощность будет падать. А это уже вполне приемлемый способ управления. Нужно только, чтобы введение и выведение бора из реактора было простой процедурой. Для этого в рабочем объеме реактора предусматривают пустоты, которые предназначены для размещения в них поглотителя. Пустоты можно сделать, например, в виде отверстий-тоннелей, проходящих через весь реактор. Тогда поглотитель удобно вводить в виде стержней-трубок, заполненных бором. Погружая поглощающий стержень в тоннели или выводя из них, можно изменять мощность реактора.

Сейчас управление реактором, его первый пуск и вывод «на мощность» довольно простая процедура.

Но три с половиной десятилетия назад, когда создавался первый в истории человечества реактор, положение было совсем другим.

 

На стадионе и в монтажных мастерских

Очень многое выявлено за время, прошедшее со дня пуска первого реактора. Можно себе представить, с какой надеждой, сомнениями и тщательностью собирали его физики. То, что сейчас стало теорией, тогда еще было гипотезой, предположением. Приближенные оценки критической массы, делавшиеся в ту пору, сменились в наши дни куда более точными расчетами, сделанными на электронных вычислительных машинах. Пойдет ли реактор (на жаргоне физиков это означает — достижимо ли критическое состояние) или самоподдерживающаяся цепная реакция не осуществится? А если пойдет, то не вырвется ли он из-под контроля?

Вот какие вопросы стояли перед физиками, собиравшими этот первый в истории человечества прибор. Руководил работами итальянский физик Э. Ферми. Первый в Европе реактор был создан в 1946 году в Москве коллективом, который возглавлял И. Курчатов.

Нужно сказать, что, хотя эти ядерные реакторы были созданы в разное время, для каждого коллектива ученых они были действительно первыми. Ученые работали независимо друг от друга и ничего не знали о работах зарубежных коллег. Лишь в послевоенные годы были опубликованы сведения по этим реакторам.

И вот что интересно: тогда-то и выяснилось, что американские и советские ученые шли одним и, тем же путем и решали очень сходные проблемы. На реакторах и в Чикаго и в Москве в качестве замедлителя был использован графит. В обоих случаях был создан реактор так называемого гетерогенного типа.

Можно было подумать, что такое совпадение чисто случайное, которого в иных условиях могло бы и не быть.

Но, пожалуй, истина в том, что ученые в нашей стране и в США отыскали именно тот единственный оптимальный путь, который в та время был кратчайшим, ведущий к победе.

Может быть, некоторые читатели заметили одно противоречие: в первых реакторах использовался природный уран, а в начале этой главы было сказано, что создать реактор в виде однородной смеси графита (углерода) с природным ураном невозможно. Действительно, это так. В процессе замедления очень много нейтронов бесполезно поглощается в уране-238, и их начинает недоставать для цепной реакции. Реактор создать невозможно. И физики нашли оригинальное и в то же время удивительно простое решение. Казалось, они предложили бесполезную вещь — не распределять уран равномерно в графите, а собрать его в блоки-стержни и расставить их на некотором расстоянии друг от друга. Блоки же графита разместить между ними.

Что это изменило? А вот что. Быстрые нейтроны, вылетевшие при делении, замедляются теперь в блоках графита и не встречаются или встречаются очень редко с ядрами природного урана. И только после того, как они пройдут опасную область энергии, в которой уран-238 весьма жадно их поглощает, они становятся тепловыми, медленными и захватываются ядрами урана-235.

Придумав этот оригинальный способ замедления нейтронов, физики все же через некоторое время поняли, что цепную ядерную реакцию с графитом, который выпускала тогда промышленность, осуществить невозможно, ибо в нем были многочисленные примеси химических элементов и среди них наиболее опасный для реакторов — бор.

Пришлось обращаться на заводы к специалистам с просьбой вырабатывать предельно чистый графит.

«Было очень трудно, — пишет С. Аллисон, руководивший в Чикагском университете химическим отделом проекта, — объяснить крупным поставщикам графита, почему вдруг нужно изготавливать тысячи тонн по нормам, применявшимся до тех пор исключительно для дуговых устройств спектроскопических анализаторов». Подобная ситуация возникла и у И. Курчатова. На завод, который должен был дать графит, были переданы жесткие требования к новому продукту. Директор предприятия жаловался: «Ваши требования многие встречают в штыки. А мы им возразить не можем: сами не понимаем, для чего вам нужна такая дьявольская чистота графита?» Были и курьезы. Заводской инженер, предположивший, что графит нужен для синтезирования алмазов, хвалился, что понимает важность таких жестких требований, но хотел бы знать, каким методом физики делают алмазы и как они создают высокие давления и каков выход продукции.

Так или иначе многие трудности, связанные с подбором материалов и приборов, были благополучно преодолены. И вот под трибунами университетского стадиона «Стейдт Филд» в Чикаго началось сооружение реактора. Он был построен на площадке для скуаша, своеобразного американского тенниса. На балконе вблизи установили измерительную аппаратуру. Там же находился пульт управления стержнями, которые можно было в любой момент опустить в реактор. Регулирующим стержнем управлял Д. Вейль. Момент пуска первого реактора жена Э. Ферми описывает так:

«Ферми продолжал свои объяснения, и руки его указывали на те предметы, которые он называл: „Перо, которое вы видите здесь, чертит кривую, показывающую интенсивность реакции. Когда в котле (так называли раньше реактор) начнется цепная реакция, перо станет чертить кривую, которая будет подниматься все выше и выше и уже не будет снижаться… Итак, мы приступаем к нашему опыту.

Вейль сначала остановит стержень на пометке тринадцать футов. Другими словами, тринадцать футов длины стержня все еще будут находиться внутри котла.

Счетчики наши заработают быстрее, а перо проведет кривую вверх вот до этой точки, а затем пойдет по горизонтальной прямой. Начинайте, Джордж!“

Все глаза приковались к самопишущему прибору.

Все следили за ним затаив дыхание… Счетчики защелкали чаще, перо двинулось вверх и остановилось на той самой точке, которую показал Ферми… И так повторялось несколько раз…

Трудно сказать, как велика была опасность, которую нельзя было предвидеть, и что, собственно, могло произойти. И все-таки люди на этом корте столкнулись с чем-то неведомым! Они не решились бы с уверенностью сказать, что могут ответить на все вопросы, которые приходят им в голову. Осторожность здесь поощрялась. Осторожность лежала в основе всего. Пренебрегать ею было просто безрассудно…

Ферми снова сказал Вейлю: „Выдвиньте еще на фут…“ Счетчики защелкали чаще, пер. о поползло вверх, и кривая уже больше не стремилась выровняться по горизонтали — в котле шла цепная реакция.

Под потолком засуетилась „бригада самоубийц“ с жидким кадмием в руках (жидкий кадмий — раствор в воде соли кадмия, вещества, чрезвычайно сильно поглощающего нейтроны. Заливая реактор таким раствором, можно погасить цепную реакцию). Но ничего не случилось. В течение двадцати восьми минут все смотрели на контрольные приборы. Котел вел себя, как ему и полагалось, то есть так, как надеялись физики, несмотря на все опасения».

Это произошло 2 декабря 1942 года. В те годы наша страна переживала тяжелые дни Великой Отечественной войны. Но работы по созданию реактора под руководством И. Курчатова уже начались…

Весной 1946 года в нескольких сотнях метров от домика И. Курчатова на территории лаборатории № 2 (прежнее название Института атомной энергии) закончилось строительство и отделка здания, которое тогда называли монтажными мастерскими. В бетонированном котловане десятиметровой ширины, длины и высоты выложили метровый слой графита и на нем стали складывать первый шар из уран-графитовых блоков. В графитовых кирпичах, из которых выкладывали реактор, имелись отверстия для урановых блоков, похожих на гирьки. Пока не было всего необходимого урана и графита, в здании собирали различные модели, с помощью которых можно было определить многие нужные физические параметры установки. И вот в декабре 1946 года прибыли последние партии урана и графита. На слое графита стали размещать графитовые кирпичи с вставленными в них блоками урана. Кирпичи клали так, чтобы реактор по форме как можно точнее напоминал шар — тогда меньше нужно графита и урана.

Наконец выложено шестьдесят два слоя графитовых кирпичей. Измерения показывают, что реактор почти критический. Надо еще немного улучшить размножение нейтронов — и цепная реакция начнется. И. Курчатов отпустил на отдых всех, непосредственно не связанных с пуском, а сам начал поднимать регулирующий стержень. Чем выше тот поднимался, тем осторожнее становились движения ученого. Вот стержень выдвинут еще немного. Зайчик гальванометра, а он должен был показывать поток нейтронов, чуть сдвинулся с места и остановился. Реактор заработал, но мощность его не растет, значит, еще нет цепной реакции. «Отдохнем», — говорит Игорь Васильевич. Потом еще поднял стержень на десять сантиметров. Зайчик гальванометра тронулся и начал двигаться по шкале не останавливаясь. Вот он ушел за шкалу; переключается масштаб измерений.

Мощность растет. Звонко щелкают динамики — это электрические импульсы, создаваемые нейтронами в счетчиках, с помощью усилителей превращаются в звук.

Щелчки динамиков учащаются: барабанная дробь сменяется пулеметной очередью, а затем и вовсе нельзя различить отдельные щелчки — все сливается в сплошной гул. Реактор стал надкритическим. И. Курчатов тут же оценил мощность: «Вот они, первые сто ватт от цепной реакции делений!»

Потом каждому пожал руку и поздравил с победой.

Реактор был пущен в 18 часов 25 декабря 1946 года.

 

Пока задачу приходится сводить к предыдущей

До сих пор мы еще не говорили, в каком виде выделяется энергия при делении атомного ядра. Очевидно, что часть ее связана с нейтронами, вылетающими при делении. Обладая огромной скоростью в 20 тысяч километров в секунду, они несут энергию в 5 Мэв на деление, что составляет 2,5 процента всей энергии разделившегося ядра. На гамма-излучение и на электроды приходится 10 процентов. Около 6 процентов уносит с собой нейтрино, причем уносит безвозвратно. И, наконец, 81,5 процента (или 88, если не учитывать всепроникающее нейтрино) приходится на осколки, те новые ядра, которые образуются при делении урана-235. Если ядро разделится точно пополам, отдав одинаковое количество энергии каждой половинке, то новое ядро-осколок будет лететь со скоростью двух тысяч метров в секунду. Обладая такой скоростью и массой, более чем в сто раз превышающей массу нейтрона, летящие осколки и уносят основную долю энергии, выделяющейся при делении.

Сталкиваясь с окружающими молекулами, они передают им свою энергию, и те начинают двигаться быстрее, интенсивнее. А увеличение скорости движения молекул вещества есть не что иное, как повышение его температуры. Так энергия деления ядра переходит в тепловую энергию движения молекул урана.

В реакторах уран находится в виде стерженьков или таблеток, выполненных из двуокиси урана и заключенных в металлическую оболочку. Из какого металла надо делать оболочки? Конечно, прочнее они были бы из нержавеющей стали. Но она очень сильно поглощает нейтроны и замедляет процесс деления. Поэтому идут: на компромисс, используя материал менее прочный и температуростойкий, но зато слабо поглощающий нейтроны. Обычно берут цирконий или сплавы этого металла.

Стержень из двуокиси урана, помещенный в герметичную циркониевую трубку, называют тепловыделяющим элементом — сокращенно «твэл». Если тепло от твэла не отводить, то температура его будет непрерывно повышаться, в конце концов он раскалится, затем размягчится — реактор «сгорит».

Каждый тепловыделяющий элемент реактора можно было бы сравнить с вытянутой в линию спиралью электрической плитки. Из нескольких тысяч таких «спиралек» составлена центральная часть реактора. Эту его часть называют активной зоной. Каждая «твэл-спиралька» отдает энергию куда большую, чем спираль электроплитки.

Напряженность работы поверхности тепловыделяющего тела, через которую передается тепло, теплотехники определяют по количеству тепла, отдаваемого единицей поверхности в единицу времени. Так, спираль электроплитки работает в довольно напряженных условиях — через каждый квадратный сантиметр ее поверхности в час проходит 4 килокалории тепла. Уже при такой тепловой нагрузке спираль накаляется докрасна.

В 25 раз больший тепловой поток идет через поверхность твэла активной зоны энергетического реактора.

Он составляет в час 100 килокалорий на один квадратный сантиметр, и тем не менее оболочка твэла докрасна не раскаляется, да до этого цирконий и нельзя допустить — он расплавится.

Как же удается снижать температуру оболочки? Конечно, хорошим отводом от твэла тепла. Наверное, многие замечали, что, если подуть на спираль электроплитки, она потемнеет, значит, температура ее понизилась, хотя количество тепла при этом выделяется то же самое. А температура понижается потому, что стало лучше отводиться тепло; и чем с большей скоростью будет отводиться тепло, тем меньшей будет температура спирали.

В большей части существующих сейчас энергетических реакторов энергия деления отводится от тепловыделяющих элементов примерно так же, но не с помощью воздуха, а воды. Охлаждающая вода поступает по трубе в нижнюю часть корпуса реактора, а затем попадает в каналы с тепловыделяющими элементами. В каждом канале может быть собрано 100–200 тепловыделяющих элементов, расположенных на некотором расстоянии друг от друга. Протекая с большой скоростью мимо твэлов, вода охлаждает их и, нагреваясь, выходит через трубы, расположенные сбоку в верхней части корпуса реактора. Путем такого интенсивного охлаждения и удается снизить температуру оболочки твэлов. Такова общая схема отвода тепла из активной зоны реактора.

Конечно, она не нова. Так же с помощью воды, только текущей по трубкам, отбирается тепло раскаленных газов в топках паровых котлов электростанций, работающих на органическом топливе.

Есть у математиков такой метод решения: новую сложную задачу упрощают, разбивая ее на части до тех пор, пока она не станет похожей на какую-нибудь другую задачу, которая уже была решена раньше. Говорят — задача сведена к предыдущей. В этой связи следует заметить такой шутливый рассказ, бытующий среди учащихся. Двум студентам — математику и механику предложили почти без всяких инструментов вытащить из стены забитые по шляпку гвозди. После долгих усилий эту задачу решили оба. Затем гвозди забили в стену только наполовину. Студент-механик сразу же вытащил гвоздь, а математик сначала свел задачу к предыдущей — забил гвоздь по шляпку, а потом уж испытанным способом вытащил его. Конечно, это шутка. Рассказана же она потому, что создатели атомных энергетических установок во многих случаях поступают подобно студенту-математику.

Как очевидно, задача большой части энергетических установок — это получение электричества: наиболее удобной и гибкой формы энергии. Проследим цепочку получения электрической энергии на тепловых станциях.

В топках паровых котлов электростанций сгорают уголь, нефть или газ. Тепло, выделяемое при горении, передается другому веществу, например воде. Вода разогревается и превращается в пар. Пар, выходя из котла, направляется в турбину. В ней энергия пара преобразуется в механическую энергию вращения турбины. И наконец, последняя ступень — турбина вращает генератор, вырабатывающий электрический ток.

Таков долгий, но пока почти единственно возможный путь масштабного получения электрической энергии из топлива. Теперь на смену химическому топливу приходит энергия ядра. В самом факте освобождения внутриядерной энергии заложены совершенно новые большие потенциальные возможности. Во-первых, выделяющуюся энергию можно сконцентрировать в очень небольшом объеме. Другими словами, может быть достигнута громадная плотность энерговыделения. Во-вторых, для осуществления процесса выделения ядерной энергии не нужно непрерывно вводить в установку какие-то иные, кроме топлива, вещества, без которых энерговыделение невозможно (имеется в виду кислород в топке обычных котлов). Кроме того, и само топливо вводится крайне редко. В-третьих, почти отпадает необходимость в обязательном удалении новых продуктов, возникающих в процессе энерговыделения: золы, шлаков, газов — непременных спутников процесса горения угля, сланцев, торфа, нефти. В-четвертых, количество ядерного горючего, нужного для работы реактора, в миллионы раз меньше количества химического топлива, обеспечивающего такую же выработку энергии. И наконец, в-пятых, в отличие от химических реакций (если не говорить о взрывных процессах) при выделении внутриядерной энергии могут быть получены любые необходимые температуры источника тепла.

Да, возможности громадные! Но пока… задачу получения электроэнергии приходится сводить к предыдущей, то есть превращать энергию атома в энергию пара и направлять его в турбину. Почему пока?

В кабинетах физиков-теоретиков, в конструкторских бюро, на экспериментальных установках и реакторах — везде ведутся поиски и разрабатываются новые, более совершенные пути использования энергии атома. Здесь и прямые газотурбинные циклы, и магнитогидродинамические установки, и прямое преобразование тепла в электроэнергию. Трудно сказать, когда все эти новые методы войдут в жизнь. Поэтому посмотрим, как же решается эта задача сейчас.

Вода, нагретая в активной зоне, выходит из реактора и по трубопроводу поступает в парогенератор — сосуд с очень большим количеством трубочек, по которым и течет нагретая вода. Из парогенератора вода перекачивается насосом снова в активную зону. Получается замкнутый контур, из которого вода никуда не уходит: реактор — парогенератор — насос — реактор.

Вода, циркулируя в этом замкнутом контуре, забирает тепло в активной зоне и отдает его в парогенераторе воде второго контура.

Вода второго контура, поступая в парогенератор и омывая снаружи трубочки, внутри которых протекает вода первого контура, нагревается, начинает кипеть и превращается в пар.

Энергия пара преобразуется в механическую энергию вращения вала турбины. После турбины отработанный пар направляется в конденсатор. Здесь он охлаждается наружной водой или воздухом, конденсируется и насосами снова перекачивается в парогенератор.

Вращение турбины передается генератору, вырабатывающему электрический ток.

Такова эта длинная цепочка превращения ядерной энергии в электроэнергию. Есть и другие схемы. Но о них мы расскажем позже.