Делящийся элемент создается из урана-238, а его в природе по сравнению с ураном-235 в 140 раз больше.
Да и получение последнего связано с огромными затратами.
Принципиальная схема расширенного воспроизводства теперь нам, наверное, понятна. Вопрос в том, каким образом наиболее эффективно осуществить его в реакторе.
Первое решение было неожиданным: активную зону реактора стали охлаждать натрием. Несмотря на то, что натрий сильно окисляется на воздухе и настолько активно взаимодействует с водой, что такая реакция протекает на грани взрыва, все же именно этот теплоноситель выбрали для охлаждения реакторов вначале в СССР, а затем и во всех зарубежных установках. Уж очень привлекательными оказались его свойства. Высокая теплоемкость позволяла сократить его расход и снизить скорость потока, прокачиваемого через активную зону. Высокая теплопроводность его обеспечивала хороший отвод тепла от тепловыделяющих элементов. Его температура кипения и плавления при атмосферном давлении находилась в подходящем диапазоне. Но самым главным и определяющим достоинством, сыгравшим решающую роль при выборе его в качестве охладителя, был достаточно большой его атомный вес 23. Ведь для реактора-размножителя, работающего на быстрых нейтронах, важно отсутствие в его составе вещества с легкими ядрами, эффективно замедляющего нейтроны, иначе часть их будет производить деление плутония уже тепловыми нейтронами, а это весьма нежелательно, так как ухудшает воспроизводство топлива. Нельзя проходить мимо другого факта: при замедлении нейтрона существенно увеличивается и их вредное поглощение.
Как раз те избыточные нейтроны, которые могли быть использованы для получения плутония, исчезают, не принося пользы. Конечно, полностью исключить замедление нейтронов невозможно. Но с увеличением атомного веса элементов, используемых в активной зоне, оно существенно уменьшается.
Для снижения потерь нейтронов используется ряд приемов. Активная зона реактора состоит из 200 так называемых топливных сборок. В каждой сборке находится 170 тепловыделяющих элементов, охлаждаемых потоком натрия. Сборки шестигранной формы. Установлены они впритык одна к другой так, что диаметр активной зоны оказывается равным полутора метрам, а его высота метру. При таком небольшом размере активной зоны из нее вылетает очень большое количество нейтронов, которые могут бесполезно теряться. Чтобы их сохранить, активную зону реактора окружают еще двумя-тремя рядами «кассет» с тепловыделяющими элементами. В — них, правда, нет делящегося топлива, а есть только уран-238, представляющий собой сырье для получения делящихся элементов. В нем и поглощаются нейтроны, вылетающие из активной зоны. При этом создается плутоний. Экраны из того же урана размещены и на торцевых поверхностях цилиндрической активной зоны. Их назначение — также улавливать нейтроны, вылетающие из активной зоны.
Реактор БН-350 при работе в режиме размножения может взамен каждого сожженного в нем килограмма плутония производить из урана-238 полтора килограмма нового плутония. Это достаточно хороший показатель воспроизводства топлива, но пока, к сожалению, только расчетный. На самом деле в активную зону реактора вместе с ураном-238 пока загружается не плутоний (работа с ним связана с некоторыми сложностями, о которых расскажем несколько позже), а дорогостоящий уран-235. Но поскольку главная задача теперешнего этапа развития реакторов на быстрых нейтронах — это создание атомной станции, конструктивно надежной и работоспособной, эти вопросы могут быть отработаны и с активной зоной, в которую загружен не плутоний, а уран-235. В этом случае воспроизводство топлива, конечно, ухудшается, так как при делении из него вылетает нейтронов меньше, чем при делении плутония. Однако условия работы всего оборудования практически остаются такими, словно в активной зоне вместе с ураном-238 загружен плутоний.
Есть еще одна характеристика реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, сильно влияющая на его конструкцию. Создать атомный реактор, в котором каждый сгоревший килограмм загруженного горючего оборачивался бы, скажем, полутора килограммами нового искусственного элемента, дело, кажется, совсем нехитрое. Можно добиться и большего: не полутора, а почти двух килограммов. Это будет очень простой реактор.
Весь вопрос в том, когда мы потребуем от него отдачи, через какое время будут необходимы эти новые полтора килограмма топлива взамен ранее заложенного килограмма. От этого зависит и конструкция реактора, и сложности, которые предстоит преодолевать при его создании и эксплуатации. Понятно, что темпы наработки нового горючего будут определяться и тем, как должна развиваться вся энергетика вообще и атомная энергетика в частности.
Это один из немногих случаев, когда конструкция установки, требования к ней самым прямым образом определяются темпами развития и структурой энергетики.
Темпы. Темпы, Темпы
Если обратиться к прогнозируемым темпам развития мировой энергетики на ближайшие 40–50 лет, то мы увидим, что и тут существуют самые различные мнения.
Одни считают, что в этом периоде и в будущие десятилетия прирост энергетических мощностей станет очень небольшим, а, возможно, к концу этого периода вообще затормозится. Другие вообще предполагают слабое изменение темпов развития. Ориентируясь на средний прирост экономики и национального дохода в 3–4 процента, большинство считает, что примерно такими темпами и начнет развиваться энергетика. При ежегодном ее росте в 3 процента каждые 25 лет энерговыработка будет удваиваться.
Но нас сейчас интересует атомная энергетика, так как именно темпы ее развития будут определять требования, предъявляемые к ядерным реакторам-размножителям на быстрых нейтронах. При заданном росте всей энергетики развитие атомной будет зависеть от того, какая ей отведена в будущем роль, от того, какую долю займет она через несколько десятков лет. Однако эта доля зависит от столь многих факторов, что трудно ее определить. Действительно, нужно, например, знать, как будет развиваться солнечная энергетика или какие успехи будут достигнуты в переработке нефти, сланцев, угля и других полезных ископаемых в новые высококачественные виды топлива. Не менее важно, наконец, предвидеть, насколько успешно будет решена топливная проблема самой атомной энергетики. С учетом этих и ряда других факторов считают, что через 40–50 лет ее доля в общем энергетическом балансе страны может составить от 30 до 50 процентов. Чтобы развиться до такого масштаба, ежегодный прирост мощностей атомной энергетики должен составлять в среднем около 10 процентов. Это очень большая величина (вспомните: темп развития всей энергетики — 3 процента). А время, на протяжении которого мощности атомно-энергетических станций должны удваиваться, составит около 7 лет.
Представляется, что в первый период развития темпы должны быть еще более высокими — доходить до 15 процентов. Это означает, что через 20–25 лет развитие атомной энергетики может несколько замедляться и время удвоения мощностей увеличится примерно на 3 года, то есть составит около 10 лет.
Именно эта величина и нужна для того, чтобы определить требования к темпам расширенного воспроизводства в реакторах-размножителях ядерного топлива. Если сегодня в него заложена, например, тысяча килограммов, то через 10 лет он должен будет наработать дополнительно еще тысячу килограммов. Этого нового горючего как раз хватит для того, чтобы запустить через 10 лет еще один реактор, чем и удвоится мощность. Если исходить из сказанного, время удвоения загрузки быстрого реактора должно составлять 10 лет. В действительности требования, предъявляемые к реакторам, по скорости размножения горючего более жесткие и время удвоения загрузки делящегося ядерного горючего должно быть существенно менее 10 лет. Чем это вызвано?
Сейчас около 20 процентов всего добываемого топлива идет на выработку электроэнергии. Треть его уходит на производство коммунального тепла и пара, используемого в различных отраслях промышленности. Несколько менее четвертой части топлива расходуется в металлургии, химии, нефтепереработке и других отраслях промышленности. Транспорт — авиация, автомобили, тепловозы, речные и морские суда — потребляет почти столько же. Через несколько десятков лет эти пропорции, конечно, изменятся. Насколько?
Наиболее очевиден рост электроэнергетики, которая в прошедшие годы развивалась вдвое быстрее, чем вся энергетика. В настоящее время этот процесс несколько замедлился, но тем не менее доля электроэнергии в общем энергетическом балансе неуклонно растет. Можно ожидать, что через несколько десятков лет ее доля достигнет, скажем, 40 процентов.
Подавляющее большинство работающих и строящихся атомных энергетических установок предназначено для выработки именно электроэнергии. Не являются исключением и реакторы-размножители на быстрых нейтронах: их также создают с той же целью. Если АЭС с реакторами-размножителями заняли бы всю электроэнергетику, то есть вытеснили бы из нее электростанции, пользующиеся другими видами топлива, это было бы уже довольно удовлетворительным решением энергетической проблемы. Около 40 процентов энергетики обеспечивалось бы атомной. Впрочем, это невозможно. Во-первых, и через 30, и через 40 лет еще будут существовать гидростанции, а в районах залегания углей продол жат свою работу теплоэлектростанции на этом топливе. Во-вторых, АЭС с реакторами-размножителями могут быть использованы только в базисном режиме работы. Вот что это означает.
