Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер , для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов , в случае же ядерных реакций - это минимум 10 7 из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

• Активная зона с ядерным топливом и замедлителем ;
• Отражатель нейтронов , окружающий активную зону;
• Система регулирования цепной реакции , в том числе аварийная защита ;
• Радиационная защита;
• Система дистанционного управления.

Физические принципы работы

См. также основные статьи:

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ , которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

• k > 1 - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - подкритичен , ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

• η - выход нейтронов на два поглощения.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора - объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса - масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг, для 239 Pu - 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает , для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К ∞ - 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси и , или других веществ.

Иодная яма

Основная статья: Иодная яма

Иодная яма - состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона . Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности , что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Классификация

По назначению

По характеру использования ядерные реакторы делятся на :

• Энергетические реакторы , предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике , а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях . Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт . В отдельную группу выделяют:
  • Транспортные реакторы , предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения - морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике .
• Экспериментальные реакторы , предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт .
• Исследовательские реакторы , в которых потоки нейтронов и гамма-квантов , создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики , физики твёрдого тела , радиационной химии , биологии , для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
• Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы , используемые для наработки изотопов , применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239 Pu . Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды .

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми . Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов

• Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
• Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

По размещению топлива

• Гетерогенные реакторы , где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
• Гомогенные реакторы , где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки .

По виду топлива

• изотопы урана 235, 238, 233 ( 235 U , 238 U , 233 U)
• изотоп плутония 239 ( 239 Pu), также изотопы 239-242 Pu в виде смеси с 238 U (MOX-топливо)
• изотоп тория 232 (232 Th) (посредством преобразования в 233 U)

По степени обогащения:

• природный уран
• слабо обогащённый уран
• высоко обогащённый уран

По химическому составу:

• металлический U
• UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

• Газ, (см. Графито-газовый реактор)
• D 2 O (тяжёлая вода , см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)

По роду замедлителя

• С (графит , см. Графито-газовый реактор , Графито-водный реактор)
• H 2 O (вода, см. Легководный реактор , Водо-водяной реактор , ВВЭР)
• D 2 O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)
• Гидриды металлов
• Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции

По способу генерации пара

• Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор , ВВЭР)

Классификация МАГАТЭ

• PWR (pressurized water reactors) - водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
• BWR (boiling water reactor) - кипящий реактор ;
• FBR (fast breeder reactor) - реактор-размножитель на быстрых нейтронах ;
• GCR (gas-cooled reactor) - газоохлаждаемый реактор;
• LWGR (light water graphite reactor) - графито-водный реактор
• PHWR (pressurised heavy water reactor) - тяжеловодный реактор

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов , γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом , тепловыделяющие кассеты - с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов . Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора - , обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн). Период полураспада 135 Xe T 1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6-7 %. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада (T 1/2 = 6,8 ч). При отравлении К эф изменяется на 1-3 %. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

1. К увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 18 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф, вызванное отравлением 135 Xe.
2. Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 10 18 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч - 1 %, через сутки - 0,4 %, через год - 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии K K . Величина K K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т K K = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае K K называется начальным плутониевым коэффициентом ) K K = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К В. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах К В < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием , которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни , вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном , и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты , в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции , осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней - система аварийной защиты .

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью , является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления , которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом - бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора .

См. также

• Перечень атомных реакторов, спроектированных и построенных в Советском Союзе

Литература

• Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. - М.: Атомиздат, 1979.
• Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и Жизнь» № 6, 1980 г., с. 20-24

Примечания

1. «ZEEP - Canada’s First Nuclear Reactor» , Canada Science and Technology Museum.
2. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. - М .: Логос, 2008. - 438 с. -

Когда немецким химикам Отто Гану и Фрицу Штрассману впервые удалось в 1938 г. расщепить ядро урана посредством нейтронного облучения, они не спешили сообщать публике о масштабах своего открытия. Эти эксперименты заложили основу использования атомной энергии — как в мирных, так и в военных целях.

Побочный продукт атомной бомбы

Отто Ган, сотрудничавший до своей эмшрации в 1938 г. с австрийским физиком Лизой Мейтнер, прекрасно сознавал, что расщепление ядра урана — неостановимая цепная реакция — означает атомную бомбу. США, сгремясь опередить Германию в создании ядерного оружия, начали Манхэттенский проект, предприятие невиданного размаха. В невадской пустыне выросли три города. Здесь работали в глубокой тайне 40 000 человек Под руководством Робсрга Оппенгеймера, «отца атомной бомбы», в рекордные сроки возникли около 40 исследовательских учреждений, лабораторий и заводов. Для добычи плутония был создан первый атомный реактор под трибуной футбольного стадиона Чикагского университета. Здесь под руководством Энрико Ферми была в 1942 г. запущена первая контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция. Для выделявшегося в результате тепла тогда еще не нашли полезного применения.

Электрическая энергия из ядерной реакции

В1954 г., в СССР была запущена первая в мире атомная электростанция. Она располагалась в Обнинске, примерно в 100 км от Москвы, и имела мощность 5 МВт. В1956 г. в английском местечке Колдер-Холл начал работу первый крупный ядерный реактор. Эта АЭС имела газовое охлаждение, обеспечивавшее относителыгую безопасность эксплуатации. Но на мировом рынке большее распространение получили разработанные в США в 1957 г. водо-водяные атомные реакторы, охлаждаемые водой под давлением. Такие станции можно строить со сравнительно низкими затратами, однако их надежность оставляет желать лучшего. На украинской атомной станции Чернобыль расплавление активной зоны реактора привело к взрыву с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду. Катастрофа, приведшая к гибели и тяжелым заболеваниям тысяч людей, повлекла за собой, особенно в Европе, многочиеленные протесты против использования атомной энергии.

• 1896 г.: Анри Бекерель открыл радиоактивное излучение урана.
• 1919 гл Эрнесту Резерфорду впервые удалось искусствешю вызвать ядерную реакцию, бомбардируя альфа-частицами атомы азота, превращавшегося при этом в кислород.
• 1932 г.: Джемс Чедвик обстреливая альфа-частицами атомы бериллия, открыл нейтроны.
• 19.38 г.: Отто Ган впервые добивается в лаборатории цепной реакции, расщепив нейтронами ядро урана.

Двадцать пятого декабря исполняется 70 лет со дня пуска первого отечественного ядерного реактора Ф-1, созданного для реализации советского атомного проекта. Реактор, построенный в Москве на территории Лаборатории №2 Академии наук СССР (ныне Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"), стал отправной точкой для развития многих мирных ядерных направлений, в которых Россия занимает лидирующие позиции.

О значении того события для истории России и всего мира, о важности правильного выбора государством стратегических приоритетов для своего развития и о новых уникальных технологиях, развиваемых Курчатовским институтом, в интервью специальному корреспонденту РИА Новости Владимиру Сычеву рассказал президент центра, член-корреспондент Российской академии наук Михаил Ковальчук.

Михаил Валентинович, что значил для нашей атомной отрасли, для страны пуск первого на континенте Евразия реактора Ф-1?

Не только для страны, но и для будущего всего мира. Это было событие, значение которого трудно переоценить. Представьте себе военно-политический контекст того времени. Советский Союз одержал великую победу в мае 1945-го. Наша страна вынесла основную тяжесть битвы с нацистской Германией. К концу Великой Отечественной войны Советский Союз обладал самой боеспособной и технически оснащенной армией. Произошло усиление роли СССР в мире. С нашим участием решались судьбы мира – на конференциях в Тегеране, Ялте, Потсдаме.

И вот 6 и 9 августа 1945 года США сбрасывают атомные бомбы на Хиросиму и Нагасаки. По сути, одна страна оказалась обладательницей невиданного доселе оружия колоссальной разрушительной силы. Фактически наша победа была обесценена. Вплоть до 29 августа 1949 года – испытания советской атомной бомбы на Семипалатинском полигоне - будущее нашей страны стояло под вопросом. Как известно, 1 января 1950 года, согласно американскому плану "Троян", предполагалось сбросить на города СССР 300 ядерных и 20 тысяч обычных бомб.

Поэтому реализация в очень сжатые сроки, с невероятным напряжением сил и средств, советского атомного проекта, самым первым этапом которого был пуск реактора Ф-1, позволила восстановить ядерный паритет. До сих пор мир живет без глобальной войны только потому, что есть баланс сил. И Россия по сей день сохранилась как суверенное государство потому, что тогда, в тяжелейшее время, руководство страны и передовая наука нашли взаимное понимание перед стоящей угрозой. Для нас, нынешних, те события служат примером того, как государство должно выбирать и сочетать тактические и стратегические приоритеты, в том числе научно-технологические.

- О каких приоритетах идет речь?

Тактические приоритеты - ближнесрочные, они обеспечивают нашу повседневную жизнь, нацелены на производство конкретных продуктов, создание и освоение определенных рынков и, по сути, являются отраслевыми.

А стратегические приоритеты имеют средне- и долгосрочный характер. От них изначально не ждут создания новых продуктов и рынков, но именно они обеспечивают создание принципиально новых, прорывных технологий и приводят к смене технологического уклада. Фактически стратегические приоритеты задают будущее.

Но тактические и стратегические приоритеты связаны друг с другом. Хотя без тактических приоритетов вы не решите текущих задач, но если пренебрегать приоритетами стратегическими, бросая силы и ресурсы только на решение тактических задач, то под угрозой может оказаться безопасность и независимость страны, ее будущее. Важно заметить, что стратегический приоритет, в том числе в науке, никогда не может быть выбран, образно говоря, на народном вече.

Тактический приоритет - это фактически баланс интересов огромного количества игроков, участников рынков с их продуктами и деньгами. А серьезный, стратегический приоритет может обозначить только группа передовых людей, которые смотрят вперед и видят на перспективу.

Стратегические приоритеты всегда продвигаются в борьбе, преодолевая сопротивление среды. Их обоснование должно подтверждаться большим числом профессиональных экспертиз. Только тогда может сложиться картина, обращенная в будущее.

- И атомный проект тому пример?

Я считаю, что это самый главный пример. В войну в числе тактических приоритетов были, например, эвакуация оборонных предприятий на восток, разворачивание производства новых видов вооружений, с помощью которых мы победили. Но начало в США работ по атомному оружию стало настоящим стратегическим вызовом для нашей страны.

И представьте, что бы произошло, если в самые трудные годы войны часть нашего научного сообщества не била во все колокола, говоря, что надо создавать наше атомное оружие, а власть не поддержала бы ученых и мы не начали бы работы по этой тематике. Возможно, к началу 1950-х годов наша страна вообще могла перестать существовать и мы с вами сейчас бы не беседовали.

Программа создания ядерного оружия в США называлась "Манхэттенским проектом". Первая атомная бомба была взорвана на полигоне в Нью-Мексико в июле 1945 года. Выдающиеся мировые ученые, многие из которых эмигрировали в США из оккупированной Европы, привлечение огромных финансовых и производственных возможностей, 130 тысяч рабочих и инженеров – все это позволило американцам создать атомную бомбу за три с небольшим года.

В СССР в 1930-е годы целый ряд физических институтов добился важных результатов в изучении, как это тогда называлось, перспектив использования внутриядерной энергии: Ленинградский Физико-технический институт во главе с Абрамом Иоффе, Институт химической физики, возглавляемый Николаем Семеновым, Радиевый институт под руководством Виталия Хлопина, ФИАН с Сергеем Вавиловым во главе, ХФТИ в Харькове.

Среди учеников Иоффе (кстати, когда-то учившегося у самого Вильгельма Рентгена) был и Игорь Васильевич Курчатов, который возглавил в ЛФТИ в начале 1930-х годов отдел ядерной физики. В 1937 году в Радиевом институте им совместно со Львом Мысовским был запущен первый в Европе циклотрон, там же в 1940 году Константин Петржак и Георгий Флеров открыли явление спонтанного деления урана.

Именно тот самый Георгий Флеров, техник-лейтенант (позднее академик, соратник Курчатова по созданию первой советской атомной бомбы, один из основателей Объединенного института ядерных исследований в Дубне) написал в апреле 1942 года с фронта письмо Иосифу Сталину, где почти с уверенностью говорил о том, что в США полным ходом начаты работы по созданию ядерного оружия. Примерно в это же время руководство ГРУ Генштаба Красной армии информировало АН СССР о зарубежных работах по использованию атомной энергии в военных целях.

Но собственно началом советского атомного проекта принято считать 28 сентября 1942 года, когда Государственный комитет обороны (ГОКО) признал необходимым возобновить прерванные началом войны "работы по исследованию возможности овладения внутриядерной энергией". Руководство страны, опираясь на свою систему экспертизы, на данные, полученные по разным каналам, в том числе от разведки, оценило то, что говорили ученые, и сделало абсолютно правильный выбор, начав работы по атомной проблеме.

- Почему создание и пуск реактора Ф-1 считаются ключевым этапом нашего атомного проекта?

Дело в том, что центральное ядро любой программы по созданию атомного оружия – это производство делящихся материалов, ядерной взрывчатки. Можно разрабатывать сколь угодно оригинальные конструкции ядерных зарядов, но без нужного количества плутония-239 или урана-235 эти идеи так и останутся идеями.

Изначально для нашей первой атомной бомбы был выбран вариант с плутониевым зарядом – наработка плутония в промышленном реакторе была более достижима, чем производство обогащенного урана, и с точки зрения времени, что очень важно.

Но сначала надо было построить экспериментальный реактор или котел, как он тогда назывался. Первые же эксперименты показали, что выпускавшиеся нашей промышленностью материалы, из которых мог бы быть собран реактор, содержат очень много вредных примесей. Для осуществления же цепной ядерной реакции нужен только очень чистый уран. Таким образом, главной целью стало создание уран-графитового котла как базы для следующего шага - промышленного производства ядерной взрывчатки - плутония. Советский Союз начинал свою атомную программу в условиях войны, практически полного отсутствия ресурсов, при огромных людских и материальных потерях.

Для создания нашего первого реактора требовалось обеспечить геологоразведку и добычу урана, с нуля создать его металлургию, наладить производство графита высочайшего, невиданного ранее качества. Помимо этого, создавались необходимые приборы. Только в конце 1945 года начали выпускать уран и графит нужного качества и в достаточных объемах.

Вторым важным направлением работ стал расчет работоспособности конструкции реактора для осуществления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции. Это тоже было колоссальным делом. Летом 1946 года было построено специальное здание с шахтой для реактора глубиной 10 метров, с надежной биологической защитой, приборами внутреннего и внешнего дозиметрического контроля, дистанционным управлением реактором.

Поочередно были собраны четыре сборки (это сотни тонн графита), одновременно строили здание для реактора. В его котловане была собрана финальная пятая сборка, которая и стала 25 декабря 1946 года тем самым легендарным реактором Ф-1 – "Физическим первым". На осуществление этого грандиозного проекта понадобилось всего 16 месяцев! С тех пор Курчатовский институт в авангарде создания новых реакторов. А началось все это с реактора Ф-1.

Так что пуск Ф-1 стал воистину эпохальным событием – было экспериментально доказано, что наши ученые могут осуществить управляемую самоподдерживающуюся цепную реакцию деления урана. Хорошо известна сказанная Курчатовым сразу же после пуска Ф-1 фраза: "Атомная энергия теперь подчинена воле советского человека".

Это дало возможность сразу начать создание мощных промышленных реакторов для наработки оружейного плутония. После пуска реактора Ф-1 был проведен ряд очень важных экспериментов, что позволило построить и пустить на Южном Урале в 1948 году первый промышленный реактор. Вот три ключевые точки в создании нашей первой атомной бомбы: 25 декабря 1946 года – пуск экспериментального реактора Ф-1, 22 июня 1948 года – выведен на полную мощность построенный на Урале промышленный реактор - наработчик оружейного плутония "Аннушка", 29 августа 1949 года – взрыв нашего первого атомного заряда на полигоне в Семипалатинске.

Важнейший вывод из тех событий таков: создание и пуск реактора Ф-1 в тяжелейших для страны условиях – это демонстрация своевременности принятия руководством страны стратегически правильных решений в тяжелейших, подчас критических условиях.
Но пуск Ф-1 стал и отправной точкой для очень быстрого, стремительного развития атомной науки и техники, атомной промышленности страны. Мы в 1957 году спустили на воду свою первую атомную подводную лодку "Ленинский комсомол", а в 1959 году принят в эксплуатацию первый в мире атомный ледокол "Ленин". Сегодня Россия – обладатель единственного в мире атомного ледокольного флота. Он гарантирует нам стратегическое присутствие в северных широтах, где сосредоточены огромные запасы нефти, газа и биоресурсов.

А еще в 1954 году Игорь Васильевич Курчатов запустил в Обнинске первую в мире атомную промышленную электростанцию. Сегодня Россия, госкорпорация "Росатом" - мировой лидер в сфере сооружения атомных станций. АЭС "Куданкулам" в Индии, "Тяньвань" в Китае, "Бушер" в Иране – те станции, которые были пущены в нынешнем веке. Строится Островецкая станция в Белоруссии, планируется АЭС "Пакш-2" в Венгрии, "Руппур" в Бангладеш, "Ханхикиви" в Финляндии, "Аккую"в Турции. Портфель заказов "Росатома" сейчас превышает 300 миллиардов долларов. Мы осваиваем атомную энергетику по всем направлениям – от добычи урана до проектирования, строительства АЭС, обеспечения их работы, снабжения топливом и вывода из эксплуатации (то есть по всему жизненному циклу).

- Какова здесь роль Курчатовского института?

Курчатовский институт всегда был главной научной организацией нашей страны в атомной сфере. У нас есть такая схема, как мы ее называем "Курчатовское реакторное древо". На ней показано, как из реактора Ф-1 вышли реакторы разных типов – промышленные, энергетические, исследовательские, транспортные, которые используются на подводных лодках, на атомных ледоколах, ядерные энергетические установки для космоса.

И сейчас мы, можно сказать, независимый мозговой центр, обеспечивающий научное сопровождение проектов Росатома. Практика доказала правильность создания такой национальной лаборатории, какой является Курчатовский институт. У нас сосредоточен самый мощный ядерно-физический потенциал страны. Мы выступаем в качестве не только эксперта проектов "Росатома", но и их непосредственным научным участником. Каждая атомная станция разработана и пущена с участием Курчатовского института.

Атомная станция – сложнейший технологически, гигантский объект. Это сотни систем, работающих одновременно. Но сердце атомного энергоблока - ядерный реактор. Курчатовский институт – научный руководитель их проектирования и установки. Мы рассчитываем параметры этих реакторов, их активных зон, ядерного топлива.

После Чернобыля на какое-то время возникла идиосинкразия к атомной энергетике, во многом вызванная мощной информационной кампанией. Я считаю, что Запад во многом использовал чернобыльскую катастрофу, чтобы расшатать и без того ослабевшую на тот момент экономически, да и геополитически, конструкцию Советского Союза. Создавался в общественном мнении ужасный образ нашей страны, не способной обращаться с атомной энергетикой. Не буду сейчас вдаваться в обсуждение тех событий – это тема отдельного разговора, но по факту Чернобыль был использован для того, чтобы нанести тяжелый удар по Советскому Союзу. И надо сказать, что, к сожалению, это удалось.

Но после чернобыльской аварии мы начали активно работать, в том числе в международной кооперации, над разработкой новых систем безопасности АЭС. И созданные нами новые системы безопасности – так называемые ловушки расплава – уже входят в состав оборудования АЭС, они были впервые установлены на Тяньваньской АЭС в Китае и АЭС "Куданкулам" в Индии. Такие ловушки расплава предназначены для того, чтобы в случае тяжелой аварии расплавленное топливо надежно собрать в себя, удержать и не позволить радиоактивным веществам выйти за пределы реакторной установки.

Помимо этого, мы рассчитываем даже сценарии практически невероятных, так называемых запроектных аварий, вплоть до гипотетического падения самолетов на купол станций или террористического акта.

Мы занимаемся и работами по продлению сроков эксплуатации атомных блоков. Причем не просто изучаем возможности этого, но и реализуем их на практике - наши специалисты разработали систему для так называемого отжига корпусов реакторов, в результате чего почти полностью восстанавливаются их эксплуатационные характеристики.

Одним из наших основных направлений остаются ядерные технологии, их развитие, совершенствование. Мы не просто научные руководители таких современных проектов, как АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ, но и активные созидатели. Например, в области материаловедения – с нашим участием разработана новая марка стали, которая с помощью нанотехнологий приобретает особые свойства, а это поможет продлить срок работы корпусов реакторов до сотни лет.

Также у нас много наработок, связанных с атомными станциями малой мощности, актуальными, например, для Арктики. Там огромные расстояния, мало населенных пунктов, в основном это небольшие поселки, военные базы, и там просто не нужны большие энергоустановки. Что еще принципиально важно – в этом регионе востребованы установки, не требующие постоянного обслуживания на протяжении многих лет. В Курчатовском институте с 1970-х годов работают в этом направлении, мы создали работающие прототипы таких станций малой мощности, работающих по принципу прямого преобразования энергии. Такие реакторы по своим конструкционным параметрам обеспечивают пассивную безопасность, и кроме того, их можно изготавливать на заводе в рамках серийного производства и устанавливать практически в любом месте.

Сегодня наша атомная отрасль близка к тому, чтобы восстановить у себя полноценную систему организаций-научных руководителей. Насколько, по-вашему, это важно?

Это, с моей точки зрения, абсолютно необходимый процесс. Очевидно, что без восстановления системы научного руководства невозможны новые прорывы – ни в атомной области, ни в оборонной промышленности, ни в космической сфере. Ведь любая инженерная, технологическая, производственная структура или организация сама по себе не может, да и не должна генерировать новые идеи, поскольку она инженерно-технологически осваивает переданные ей научные результаты и отвечает за качественный, надежный выпуск конечной продукции. Поэтому она по сути своей является консервативной, и это здоровый консерватизм.

Но любой новый принцип может предложить и обосновать только наука – при полном контакте с инженерами и технологами.

Курчатовский институт выполняет эту функцию научного руководителя, и нам надо вернуться к этой системе в других областях. В военно-промышленном комплексе уже возрождается институт генеральных конструкторов и главных технологов.

- А какими Курчатовский институт видит пути развития атомной энергетики?

Нынешняя атомная энергетика построена на реакторах на так называемых тепловых нейтронах. Основным ядерным горючим для таких установок является уран-235. Но в природном уране доля изотопа уран-235 составляет всего лишь 0,7%, остальное практически целиком приходится на уран-238, и чтобы создать топливо для АЭС, необходимо получить обогащенный уран, в котором доля 235-го изотопа составляла бы уже несколько процентов.

Кстати, отечественные технологии обогащения урана тоже были разработаны в Курчатовском институте под руководством академика Исаака Кикоина. Наша обогатительная промышленность, комплекс по разделению изотопов остаются и сегодня одними из лучших в мире. У нас на подходе газовые центрифуги нового поколения, а, например, США в нынешнем году закрыли свою газоцентрифужную программу, так и не сумев освоить эту технологию.

Так вот, выжигая в реакторах на тепловых нейтронах уран-235, атомная энергетика почти не использует огромные объемы ценного сырья – урана-238. И это большая проблема с точки зрения эффективного обеспечения атомной энергетики сырьем. Но решить эту проблему можно, используя реакторы на быстрых нейтронах, как раз в них уран-238 "горит". К тому же с помощью так называемых реакторов-размножителей, или бридеров, возможно расширенное воспроизводство ядерного "горючего".

Есть еще один плюс "быстрых" реакторов. Ведь атомная энергетика оставляет отработавшее ядерное топливо, радиоактивные отходы, которые надо захоранивать, и для этого есть соответствующие технологии. Однако с экологической точки зрения это не лучший вариант, конечно.

Но можно сделать замкнутый ядерный топливный цикл - перерабатывать отработавшее ядерное топливо, выделять из него ценные делящиеся материалы, использовать их для создания нового ядерного топлива, как для реакторов на быстрых нейтронах, так и для тепловых реакторов, а опасные радионуклиды выжигать в "быстрых" реакторах. И вот тогда мы не только решим сырьевую проблему, но и придем к настоящей "зеленой" атомной энергетике в смысле минимизации радиоактивных отходов.

Россия – мировой лидер в освоении этих технологий. Мы сейчас – единственная страна, в которой работают реакторы на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности, это реакторы БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС. Сейчас одна часть специалистов говорит, что будущее только за реакторами на быстрых нейтронах, а другая с этим не согласна. В действительности надо понимать, что наша перспективная атомная энергетика должна быть двухкомпонентной, в которой реакторы обоих типов будут взаимосвязаны. Это означает, что мы должны заниматься совершенствованием существующей базы наших водо-водяных энергетических реакторов на тепловых нейтронах ВВЭР, поскольку это массовые установки для производства электроэнергии. А параллельно выводить на качественно новый уровень "быстрые" реакторы, используя их для "дожигания" урана-238 и создания топливной базы для тепловых реакторов. И вместе мы получим полную гармонию.

Будущее энергетики связывается и с использованием термоядерных реакций. А Курчатовский институт, как хорошо известно, был родоначальником технологий и в этом направлении.

Атомная энергетика основана на использовании энергии, выделяемой при делении тяжелых атомных ядер. А основой термоядерной энергетики должно стать использование энергии, выделяемой при слиянии ядер легких изотопов водорода – дейтерия, трития. Причем в реакциях синтеза выделяется на порядки больше энергии, чем в реакциях деления, и поэтому термояд энергетически гораздо выгоднее.

Наши советские ученые из Курчатовского института предложили технологии термояда, еще в середине 1950-х была построена первая в мире установка токамак (тороидальная камера с магнитными катушками), в которой создавались условия, необходимые для протекания управляемого термоядерного синтеза. Поскольку невозможно получить материалы, которые могут удержать плазму, раскаленную до гигантских температур в десятки миллионов градусов, то в токамаке плазменный шнур удерживался мощным магнитным полем.

Но ведь надо не просто зажечь плазму, а удержать ее в течение определенного времени, чтобы плазма горела, работала, чтобы можно было получить как минимум столько же энергии, сколько было потрачено на ее зажигание. Поэтому сейчас на юге Франции, в Кадараше, с активным участием России, в том числе нашего центра, строится международный термоядерный реактор ITER. Это не термоядерная электростанция, а опытная установка, ее цель как раз и доказать такую возможность работы плазмы.

Вообще, проект ITER - это фактически переход к новым принципам овладения энергией, процессами ядерного синтеза, происходящими на Солнце, звездах. Такое трудно оценивать по каким-то шаблонам. Ведь поначалу никто не думал об экономических выгодах атомной энергетики, а сейчас – она основа современного энергетического развития.

Вопрос о том, какая будет термоядерная электростанция, - очень непростой и явно не ближайшего будущего. Но зато более близкая возможность применения плазменных технологий уже просматривается.

При термоядерном синтезе получается огромное количество нейтронов с большой энергией. Благодаря этому можно резко повысить эффективность установок, работающих на принципах деления тяжелых ядер. То есть можно создать гибридный реактор – например, термоядерный источник нейтронов окружить так называемым бланкетом, конструкцией, содержащей делящиеся ядра, например в виде жидких солей, в том числе урана-238. В Курчатовском институте уже ведутся работы в этом направлении.

С помощью жидкосолевых реакторов можно решать ресурсную проблему атомной энергетики путем использования тория-232, запасы которого на Земле велики, и превращения его в уран-233. Привлекательность концепции жидкосолевых реакторов, в отличие от традиционных реакторов с твердым топливом, заключается и в возможности изменения состава ядерного топлива без остановки реактора, вдобавок исключается накопление продуктов деления в его активной зоне. К тому же в одной и той же установке термоядерный источник может сочетаться с замкнутым ядерным топливным циклом.

Так что, на мой взгляд, гибридные реакторы – это реально достижимое использование термояда как источника нейтронов, способное приблизить, скажем так, "озеленение" атомной энергетики.

- Где, на ваш взгляд, еще могут быть найдены применения плазменных технологий?

В космосе. Мы стоим на пороге освоения дальнего космоса. Но с помощью кораблей, оснащенных только солнечными батареями, это сделать по понятным причинам будет невозможно. Нужны принципиально иные источники энергии. И сегодня, как известно, в России создается ядерная энергодвигательная установка мегаваттного класса. Подчеркну это слово – энергодвигательная. Вся современная космонавтика – это, образно говоря, полет Мюнхгаузена на ядре. То есть мы запускаем ракету, словно выстреливаем из пушки, в том смысле, что изменить траекторию "ядра" не можем. Но для освоения дальнего космоса это совершенно необходимо.

Сегодня орбита наших геостационарных спутников корректируется с помощью установленных на них плазменных двигателей, разработанных Курчатовским институтом и производимых калининградским ОКБ "Факел". Идея этих так называемых двигателей Морозова относится еще к 60-м годам прошлого века.

Но далее возможно создание мощных безэлектродных плазменных ракетных двигателей. Такие двигатели уже можно будет применять для дальних межпланетных полетов. А следующий шаг – термоядерный ракетный двигатель на основе установки термоядерного синтеза, называемой "открытой ловушкой", из которой будет истекать плазма, создавая реактивную тягу. С помощью такого двигателя можно будет ускорять или замедлять движение, маневрировать в пространстве. Это принципиальная вещь и, по существу, приведет к смене парадигмы в космонавтике.

Михаил Валентинович, в декабре 2015 года на встрече с президентом страны вы предложили принять отечественную термоядерную программу. Есть ли подвижки в этом направлении?

Да. Есть соответствующее поручение президента страны. Кроме того, в начале июня нынешнего года мы подписали с "Росатомом" соглашения о создании двух межведомственных центров – центра плазменных и термоядерных исследований, а также центра нейтринных исследований.

Мы предлагали также Российской академии наук присоединиться к проектам обоих центров, но понимания, увы, не нашли. Зато отдельные академические институты выразили интерес – Физико-технический институт в Санкт-Петербурге, Институт ядерной физики в Новосибирске просят подключить их к этой работе.

Такие центры сейчас формируются. По центру плазменных и термоядерных исследований совместно с "Росатомом" создается программа исследований, ее концепция сформирована и заслушана на соответствующих научно-технических советах. Сейчас эта концепция направлена президенту страны.

Вы говорили о "курчатовском эволюционном древе" ядерных реакторов. Но на стене в коридоре возле вашего кабинета висит еще одна схема – это "древо" самых разных технологий, вышедших из стен Курчатовского института. Там есть, например, и то, что сейчас называется технологиями живых систем.

Мало кто знает, но отечественная молекулярная биология начиналась тоже в Курчатовском институте, в его радиобиологическом отделе, созданном по инициативе Курчатова в 1958 году.

Дело в том, что для понимания действия радиации на живые организмы было необходимо знать их устройство на молекулярном уровне. Курчатов, Александров в то время, когда были гонения на генетику, спасли это направление в СССР, потому что их мнение всегда было весомо для власти. Из радиобиологического отдела вышли затем Институт генетики и селекции промышленных микроорганизмов (ГосНИИГенетики) и Институт молекулярной генетики. Сегодня науки о живом, нанобиотехнологии становятся магистральным направлением, более 70 процентов всех мировых исследований приходится именно на живые объекты. И наши отцы-основатели как в воду смотрели, выступив в поддержку работ в области биологии почти 60 лет назад.

В последние годы работы по природоподобным технологиям стали одной из визитных карточек Курчатовского института. Нет ли здесь противоречия с теми направлениями, о которых вы рассказывали?

Наоборот, в этом логика развития науки. Как я уже говорил, одним из наших приоритетов остаются ядерные технологии, атомная энергетика – это те самые тактические приоритеты, о которых мы говорили в самом начале. Однако сегодня мы стоим перед новым выбором стратегического приоритета, не менее жестким, чем в середине 1940-х. Он связан глобально с устойчивым развитием нашей цивилизации, которое невозможно без достаточного количества энергии и ресурсов. Причем речь идет не только о нефти и газе: истощаются запасы питьевой воды, пахотных земель, леса, полезных ископаемых. За них в мире уже идет острая борьба, это мы видим ежедневно. Уже многим очевидно, что сегодняшний глобальный кризис не может быть решен в существующей парадигме современной цивилизации.

Нужен качественный скачок, переход на иные принципы прежде всего производства и потребления энергии, которые тянут за собой и все остальные сферы. В созданной человеком техносфере мы используем машины и механизмы, потребляющие колоссальное количество энергии. Технический прогресс нарушил своеобразный обмен веществ природы, создав враждебные ей технологии. Эти технологии, по сути, являются плохими копиями отдельных элементов природных процессов и базируются на узкоспециализированной модели науки и на отраслевых технологиях.

В целом такое развитие было неизбежно и закономерно, оно стало платой за технический прогресс, за комфорт нашей жизни. Но в итоге влияние человека на окружающий мир уже близко к критической черте. А ведь последние десятилетия в условиях глобализации в технологическое развитие, а фактически истребление ресурсов, вовлекаются все новые страны и регионы, приближая ресурсную катастрофу.

Можно двигаться в прежней парадигме, строить все новые атомные станции и увеличивать производство энергии, исчерпывая ресурсы до конца. Но есть и второй путь - создание принципиально новых технологий и систем использования энергии через гибридные материалы и системы на их основе, то есть замена сегодняшнего конечного энергопотребителя системами, воспроизводящими принципы живой природы – на порядки более экономичные и безопасные.

Крупнейшие суперкомпьютеры потребляют десятки мегаватт энергии. И как считается, ограничение компьютерных мощностей будет связано как раз с нехваткой энергии для них. Но человеческий мозг потребляет всего десять ватт – то есть в миллион раз меньше! Сегодня развитие науки достигло такого уровня, что становится уже возможным конструировать такие природоподобные материалы и системы.

Инструмент создания новой природоподобной техносферы – конвергентные нано-, био-, информационные, когнитивные и социогуманитарные технологии (НБИКС-технологии). Именно они стали вторым важнейшим магистральным направлением научного развития Курчатовского института в последние годы.

- А как на практике выглядит конкретный НБИКС-проект?

Нанобиотехнологии уже стали новой технологической культурой, где на атомарном уровне стираются грани между живым и неживым, органическим природным миром и неорганикой. Дело ближайшего будущего – воспроизводство систем и процессов живой природы в виде синтетической клетки, массового создания искусственных тканей и органов, аддитивных технологий, использующих природный принцип формирования объектов, выращивая их, создавая под заказ.

Также активно развивается биоэнергетика, устройства, которые вырабатывают и используют энергию за счет естественных метаболических процессов в живых системах. Следующий шаг - создание искусственного интеллекта на основе когнитивных, информационных технологий и на материальной базе нано-био. Образно говоря, мы планируем создать компьютер, который и по производительности, и по энергопотреблению был бы сравним с нашим мозгом, на основе соединения новейших технологий с природоподобными.

У нас колоссальная программа исследований. Ведь в состав сегодняшнего национального исследовательского центра "Курчатовский институт" входит шесть площадок в Москве, Протвине, Санкт-Петербурге. В ближайшие пару лет мы на нашей площадке в Гатчине введем в эксплуатацию самый мощный в мире полнопоточный нейтронный исследовательский реактор ПИК, там же планируем построить новейший синхротронный источник четвертого поколения.

К нашим исследованиям мы подтягиваем и мощную образовательную инфраструктуру – недалеко от Гатчины, в Петергофе, расположен физический факультет Санкт-Петербургского университета, деканом которого я являюсь. А здесь в Москве, на базе МФТИ, мы еще семь лет назад создали первый в мире факультет НБИКС-технологий, который каждый год поставляет в Курчатовский институт порядка 50 выпускников. Еще у нас действует целая междисциплинарная образовательная школьная программа, которую мы запустили совместно с правительством Москвы и в которой сегодня участвуют почти 40 школ.

То есть, если можно выразиться одной фразой, будущее Курчатовского института – это, собственно, создание в нем самого будущего?

Я бы сказал так - созидание. Для этого у нас все есть.

У ядерных реакторов одна задача: расщепить атомы в результате контролируемой реакции и использовать выделенную энергию, чтобы генерировать электрическую мощность. На протяжении многих лет реакторы рассматривались и как чудо, и как угроза.

Когда первый коммерческий реактор США вошел в строй в Shippingport, штат Пенсильвания, в 1956 году, эта технология была расценена как источник энергии будущего, а некоторые полагали, что реакторы сделают выработку электричества слишком дешевой. Сейчас во всем мире построено 442 атомных реактора, около четверти из этих реакторов находятся в США. Мир пришел в зависимость от ядерных реакторов, вырабатывающих 14 процентов электроэнергии . Футуристы фантазировали даже об атомных автомобилях.

Когда в 1979 году на реакторе Блок 2 на электростанции Three Mile Island в штате Пенсильвания возникла неисправность системы охлаждения и, как следствие, частичное расплавление его радиоактивного топлива, теплые чувства по поводу реакторов радикально изменились. Несмотря на то, что было проведено блокирование разрушенного реактора и не возникло никакого серьезного радиоактивного излучения, многие люди начали рассматривать реакторы как слишком сложные и уязвимые, с потенциально катастрофическими последствиями. Люди также обеспокоились радиоактивными отходами из реакторов. В результате, строительство новых атомных станций в Соединенных Штатах остановилось. Когда более серьезная авария произошла на Чернобыльской АЭС в Советском Союзе в 1986 году, ядерная энергетика казалась обреченной.

Но в начале 2000-х, ядерные реакторы начали возвращаться, благодаря растущей потребности в энергии и уменьшении поставок ископаемого топлива, а также растущей обеспокоенности по поводу изменения климата в результате выбросов двуокиси углерода

Но в марте 2011 года случился еще один кризис — на этот раз от землетрясения сильно пострадала Фукусима 1 — атомная электростанция в Японии.

Использование ядерной реакции

Попросту говоря, в ядерном реакторе расщепляются атомы и высвобождают энергию, которая держит их части вместе.

Если вы подзабыли физику средней школы, мы напомним вам, как ядерное деление работает. Атомы похожи на крошечные солнечные системы, с ядром, вроде Солнца , и электронами, как планетами на орбите вокруг него. Ядро состоит из частиц, называемых протонами и нейтронами, которые связаны друг с другом. Силу, которая связывает элементы ядра — трудно даже представить. Она во много миллиардов раз сильнее, чем сила земного тяготения. Несмотря на эту огромную силу, можно расщепить ядро — стреляя по нему нейтронами. Когда это будет сделано, выделится много энергии. Когда атомы распадаются, их частицы врезаются в близлежащие атомы, расщепляя и их, а те, в свою очередь следующие, следующие и следующие. Возникает, так называемая, цепная реакция .

Уран, элемент с большими атомами, идеально подходит для процесса расщепления, потому, что сила, связывающая частицы его ядра, является относительно слабой по сравнению с другими элементами. Ядерные реакторы используют определенный изотоп, называемый У ран- 235 . Уран-235 является редким в природе, руда из урановых рудников содержит лишь около 0,7% Урана-235. Вот почему реакторы используют обогащенный У ран , который создается путем выделения и концентрирования Урана-235 посредством процесса диффузии газа.

Процесс цепной реакции можно создать в атомной бомбе, подобной тем, что были сброшены на японские города Хиросиму и Нагасаки во время Второй мировой войны. Но в ядерном реакторе цепная реакция контролируется вставкой управляющих стержней, изготовленных из материалов, таких, как кадмий, гафний или бор, которые поглощают часть нейтронов. Это по-прежнему позволяет процессу деления выделять достаточно энергии, чтобы нагреть воду до температуры около 270 градусов Цельсия и превратить ее в пар, который используется для вращения турбин электростанции и генерирования электричества. В принципе, в этом случае контролируемая ядерная бомба работает вместо угля, создавая электроэнергию, за исключением того, что энергия для вскипания воды происходит от расщепления атомов, вместо сжигания углерода.

Компоненты ядерных реакторов

Есть несколько различных типов ядерных реакторов, но все они имеют некоторые общие характеристики. Все они имеют запас радиоактивных топливных гранул — обычно оксида урана, которые расположены в трубах, чтобы сформировать топливные стержни в активной зон е реактора .

Реактор также имеет ранее упомянутые управляющи е стержн и — из поглощающего нейтроны материала, такого как кадмий, гафний или бор, которые вставляются для контроля или остановки реакции.

Реактор также имеет модератор , вещество, которое замедляет нейтроны и помогает контролировать процесс деления. Большинство реакторов в Соединенных Штатах используют обычную воду, но реакторы в других странах иногда используют графит, или тяжел ую вод у , в которой водород заменен дейтерием, изотопом водорода с одним протоном и одним нейтроном. Еще одной важной частью системы является охлаждающ ая жидкост ь , как правило, обычная вода, которая поглощает и передает тепло от реактора для создания пара для вращения турбины и охлаждает зону реактора так, чтобы он не достиг температуры, при которой уран расплавится (около 3815 градусов по Цельсию).

Наконец, реактор заключен в оболочк у , большую, тяжелую конструкцию, толщиной обычно несколько метров из стали и бетона, которая держит радиоактивные газы и жидкости внутри, где они не могут никому навредить.

Есть целый ряд различных конструкций реакторов в использовании, но один из самых распространенных — водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) . В таком реакторе, вода нагнетается в контакт с сердечником, а затем остается там под таким давлением, что не может превратиться в пар. Эта вода затем в парогенераторе вступает в контакт с водой, поданной без давления, которая и превращается в пар, вращающий турбины. Есть также конструкция реактора большой мощности канального типа (РБМК) с одним водяным контуром и реактор на быстрых нейтронах с двумя натриевыми и одним водяным контуром.

Насколько безопасен ядерный реактор?

Ответить на этот вопрос довольно сложно и это зависит от того, кого вы спросите и как вы понимаете «в безопасности». Вас беспокоит излучение или радиоактивные отходы, образующиеся в реакторах? Или вы больше беспокоитесь о возможности катастрофического несчастного случая? Какую степень риска вы считаете приемлемым компромиссом для выгоды ядерной энергетики? И в какой степени вы доверяете правительству и атомной энергетике?

«Радиация» является веским аргументом, в основном, потому, что мы все знаем, что большие дозы радиации, например, от взрыва ядерной бомбы, могут убить многие тысячи людей.

Сторонники ядерной энергетики, однако, отмечают, что все мы регулярно подвергаются облучению из различных источников, в том числе космическими лучами и естественной радиацией, испускаемой Землей . Среднегодовая доза облучения составляет около 6,2 миллизивертов (мЗв), половина из него из природных источников, а половина из искусственных источников, начиная от рентгена грудной клетки, детекторов дыма и светящихся часовых циферблатов. Сколько мы получаем радиации от ядерных реакторов? Лишь незначительная часть процента от нашего типичного годового облучения — 0,0001 мЗв.

В то время как все атомные станции неизбежно допускают утечку небольшого количества радиации, комиссии-регуляторы держат операторов АЭС в жестких требованиях. Они не могут подвергать людей, живущих вокруг станции, более, чем 1 мЗв излучения в год, а рабочие на заводе имеют порог 50 мЗв в год. Это может показаться много, но, по словам Комиссии по ядерному регулированию, нет никаких медицинских доказательств того, что годовые дозы излучения ниже 100 мЗв создают какие-либо риски для здоровья человека.

Но важно отметить, что не все согласны с такой благодушной оценкой радиационных рисков. Например, организация «Врачи за социальную ответственность», давний критик атомной промышленности, изучали детей, живущих вокруг немецких АЭС. Исследование показало, что люди, живущие в пределах 5 км от станций, имели двойной риск заражения лейкозом в сравнении с теми, кто живет дальше от АЭС.

Ядерные отходы реактора

Ядерная энергетика рекламируется ее сторонниками, как «чистая» энергия, потому, что реактор не выбрасывает большие объемы парниковых газов в атмосферу, в сравнении с угольными электростанциями. Но критики указывают на другую экологическую проблему — утилизацию ядерных отходов. Некоторые из отходов отработанного топлива из реакторов, по-прежнему выделяют радиоактивность. Другой ненужный материал, который должен быть сохранен, является радиоактивными отходами высокого уровня , жидким остатком от переработки отработанного топлива, в котором частично остался уран. Прямо сейчас большинство этих отходов хранится локально на атомных электростанциях в прудах воды, которые поглощают часть оставшегося тепла, произведенного отработанным топливом и помогают оградить рабочих от радиоактивного облучения

Одна из проблем, с отработавшим ядерным топливом в том, что оно было изменено в процессе деления.Когда большие атомы урана расщепляются, они создают побочные продукты — радиоактивные изотопы нескольких легких элементов, таких как Цезий-137 и Стронций-90, называемые продукты деления . Они горячие и очень радиоактивные, но в конце концов, за период в 30 лет, они распадаются на менее опасные формы. Этот период для них называется п ериод ом полураспада . Для других радиоактивных элементов период полураспада будет разным. Кроме того, некоторые атомы урана также захватывают нейтроны, образуя более тяжелые элементы, такие как Плутоний. Эти трансурановые элементы не создают столько тепла или проникающего излучения как продукты деления, но они требуют намного дольше времени, чтобы распадаться. Плутоний-239, например, имеет период полураспада 24000 лет.

Эти радиоактивны е отход ы высокого уровня из реакторов являются опасными для человека и других форм жизни потому, что они могут выделять огромную, смертельную дозу радиации даже от короткой экспозиции. Через десять лет после удаления остатков топлива из реактора, например, они испускают в 200 раз больше радиоактивности в час, чем это требуется, чтобы убить человека. И если отходы оказываются в грунтовых водах или реках, они могут попадать в пищевую цепь и поставить под угрозу большое количество людей.

Поскольку отходы так опасны, многие люди находятся в сложном положении. 60000 тонн отходов находится на атомных станциях, близких к крупным городам. Но найти безопасное место, чтобы хранить отходы — очень нелегко.

Что может пойти не так с ядерным реактором?

С государственными регуляторами, оглядываясь на свой опыт, инженеры потратили много времени на протяжении многих лет проектируя реакторы для оптимальной безопасности. Просто так они не ломаются, работают должным образом и имеют резервные меры безопасности, если что-то происходит не по плану. В результате, год за годом, атомные станции, кажутся довольно безопасными по сравнению, скажем, с воздушным транспортом , который регулярно убивает от 500 до 1100 человек в год во всем мире.

Тем не менее, ядерные реакторы настигают крупные поломки. По международной шкале ядерных событий, в которой несчастные случаи с реакторами оцениваются от 1 до 7, было пять аварий с 1957 года, которые оценили от 5 до 7.

Худшим кошмаром является поломка системы охлаждения, что приводит к перегреву топлива. Топливо превращается в жидкость, а затем прожигает защитную оболочку, извергая радиоактивное излучение. В 1979 году Блок 2 на АЭС Three Mile Island (США) был на грани этого сценария. К счастью, хорошо продуманная система сдерживания была достаточно сильна, чтобы остановить радиацию от выхода.

СССР повезло меньше. Тяжелая ядерная авария случилась в апреле 1986 года на 4-м энергоблоке на Чернобыльской АЭС. Это было вызвано сочетанием системных поломок, конструктивных недостатков и плохо обученным персоналом. Во время обычной проверки, реакция вдруг усилилась, а контрольные стержни заклинило, предотвращая аварийное отключение. Внезапное накопление пара вызвало два тепловых взрыва, выбрасывая графитовый замедлитель реактора в воздух. В отсутствии чего-либо для охлаждения топливных стержней реактора, начался их перегрев и полное разрушение в результате которого топливо приняло жидкий вид. Погибло много работников станции и ликвидаторов аварии. Большое количество излучения распространилось на площади 323 749 квадратных километров. Количество смертей, вызванных радиацией, до сих пор неясно, но Всемирная организация здравоохранения утверждает, что это, возможно, вызвало 9000 смертей от рака.

Создатели ядерных реакторов дают гарантии, основанные на вероятностной оценк е , в которой они пытаются сбалансировать потенциальный вред от случая с вероятностью, с которой он на самом деле происходит. Но некоторые критики говорят, что они должны готовиться, вместо этого, для редких, самых неожиданных, но очень опасных событий. Показательный пример — авария в марте 2011 года на атомной станции Фукусима 1 в Японии. Станция, по сообщениям, была разработана, чтобы выдерживать сильное землетрясение, но не такое катастрофическое, как землетрясение в 9,0 баллов, которое подняло 14-метровую волну цунами над дамбами, призванными противостоять 5,4-метровой волне. Натиск цунами уничтожил резервные дизель генераторы, которые предназначались для питания системы охлаждения шести реакторов АЭС, в случае отключения электричества.Таким образом, даже после того, как регулирующие стержни реакторов Фукусима прекратили реакцию деления, все еще ​​горячее топливо позволило температуре опасно подняться внутри разрушенных реакторов.

Японские чиновники прибегли к крайней мере — затоплению реакторов огромным количеством морской воды с добавкой борной кислоты, что смогло предотвратить катастрофу, но разрушило реакторное оборудование. В конце концов, с помощью пожарных машин и барж, японцы оказались в состоянии перекачивать пресную воду в реакторы. Но к тому времени мониторинг уже показал тревожные уровни радиации в окружающей земле и воде. В одной деревне в 40 км от этой АЭС, радиоактивный элемент Цезий-137, оказался на уровнях гораздо более высоких, чем после Чернобыльской катастрофы, что вызвало сомнение о возможности проживания людей в этой зоне.

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер , для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов , в случае же ядерных реакций - это минимум 10 7 из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

• Активная зона с ядерным топливом и замедлителем ;
• Отражатель нейтронов , окружающий активную зону;
• Система регулирования цепной реакции , в том числе аварийная защита ;
• Радиационная защита;
• Система дистанционного управления.

Физические принципы работы

См. также основные статьи:

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ , которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

• k > 1 - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - подкритичен , ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

• η - выход нейтронов на два поглощения.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора - объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса - масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг, для 239 Pu - 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает , для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К ∞ - 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси и , или других веществ.

Иодная яма

Основная статья: Иодная яма

Иодная яма - состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона . Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности , что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Классификация

По назначению

По характеру использования ядерные реакторы делятся на :

• Энергетические реакторы , предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике , а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях . Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт . В отдельную группу выделяют:
  • Транспортные реакторы , предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения - морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике .
• Экспериментальные реакторы , предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт .
• Исследовательские реакторы , в которых потоки нейтронов и гамма-квантов , создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики , физики твёрдого тела , радиационной химии , биологии , для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
• Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы , используемые для наработки изотопов , применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239 Pu . Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды .

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми . Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов

• Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
• Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

По размещению топлива

• Гетерогенные реакторы , где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
• Гомогенные реакторы , где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки .

По виду топлива

• изотопы урана 235, 238, 233 ( 235 U , 238 U , 233 U)
• изотоп плутония 239 ( 239 Pu), также изотопы 239-242 Pu в виде смеси с 238 U (MOX-топливо)
• изотоп тория 232 (232 Th) (посредством преобразования в 233 U)

По степени обогащения:

• природный уран
• слабо обогащённый уран
• высоко обогащённый уран

По химическому составу:

• металлический U
• UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

• Газ, (см. Графито-газовый реактор)
• D 2 O (тяжёлая вода , см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)

По роду замедлителя

• С (графит , см. Графито-газовый реактор , Графито-водный реактор)
• H 2 O (вода, см. Легководный реактор , Водо-водяной реактор , ВВЭР)
• D 2 O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)
• Гидриды металлов
• Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции

По способу генерации пара

• Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор , ВВЭР)

Классификация МАГАТЭ

• PWR (pressurized water reactors) - водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
• BWR (boiling water reactor) - кипящий реактор ;
• FBR (fast breeder reactor) - реактор-размножитель на быстрых нейтронах ;
• GCR (gas-cooled reactor) - газоохлаждаемый реактор;
• LWGR (light water graphite reactor) - графито-водный реактор
• PHWR (pressurised heavy water reactor) - тяжеловодный реактор

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов , γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом , тепловыделяющие кассеты - с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов . Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора - , обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн). Период полураспада 135 Xe T 1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6-7 %. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада (T 1/2 = 6,8 ч). При отравлении К эф изменяется на 1-3 %. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

1. К увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 18 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф, вызванное отравлением 135 Xe.
2. Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 10 18 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч - 1 %, через сутки - 0,4 %, через год - 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии K K . Величина K K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т K K = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае K K называется начальным плутониевым коэффициентом ) K K = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К В. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах К В < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием , которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни , вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном , и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты , в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции , осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней - система аварийной защиты .

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью , является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления , которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом - бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора .

См. также

• Перечень атомных реакторов, спроектированных и построенных в Советском Союзе

Литература

• Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. - М.: Атомиздат, 1979.
• Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и Жизнь» № 6, 1980 г., с. 20-24

Примечания

1. «ZEEP - Canada’s First Nuclear Reactor» , Canada Science and Technology Museum.
2. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. - М .: Логос, 2008. - 438 с. -