РАЗМНОЖИТЕЛЬНЫЙ (БРИДЕРНЫЙ) РЕАКТОР. Мы уже говорили, что делящегося изотопа урана-235 в природном уране содержится всего 0,7%. Остальной уран-238 (99,3%) после очень сложного процесса выделения урана-235, по сути дела, попадал в очень дорогие и не находящие при менения в других отраслях производства отходы До поры до времени их хранили, не зная, что с ними делать
И перед учеными встала новая проблема: каким путем выгоднее всего и технически проще высвобождать скрытую в недрах атома энергию — прямым, предварительно отделяя от природной смеси урана 0,7% его драгоценного делящего изотопа — урана-235 (см Разделение изотопов) или возбуждая в нем (верпее, «усмиряя») саморазвивающуюся цепную ядерную реакцию деления урана-235 в неразделенной природной смеси урана? Если ири этом искусственно замедлить скорость большинства выбрасываемых при делении ядер атомов урана-235 нейтронов до скорости, при которой они будут усиленно поглощаться ядрами атомов урана-238, то, претерпев короткий ряд радиоактивных распадов, ядра ато мов урана-238 превратятся в ядра атомов не существующего в природе искусственного радиоактивного элемента нлуто-ния-239, который делится уже нейтронами любых энергий — от тепловых до быстрых.
Что при этом теряется? Выжигая из природной смеси 0,7% урана-235, можно превратить в плутоний-239 несколько меньшее количество урана-238 (0,2—0,3%).
А что выгадываем? Плутоний-239 хотя и близок по массе к урану-238, но химически это совсем другой элемент с дру гими свойствами; его несравнимо легче отделить от оскол ков деления и неразделившихся атомов урана-235 и от ура на-238, не превратившегося в плутоний-239, чем осуществлять еще более дорогой, длительный и сложный ироцесс физического разделения изотопов урана
Было выбрано более правильное второе направление, благодаря чему использование атомной энергии в технических и энергетических установках стало конкретной реаль ностью.
Но это само но себе грандиозное достижение науки и техники наших дней не разрешило основной нелепости: из об щей массы природного урана с помощью замедленных нейт ронов удается использовать лишь 1/140 его часть, а остальное сваливать в отходы.
Но как, откуда получить достаточное количество быстрых нейтронов, чтобы иметь возможность делить и остальные 139/140 частей урана-238?
Лишь значительно позже выяснилось, что в отличие от урана-235 нужной энергией, способной делить ядра атомов урана-238, обладает большая часть нейтронов, выбрасываемых при пепной реакции целения плутония-239. А раз так, го почему бы не попытаться построить ядерный реактор не на делении урана-235, а на быстрых нейтронах, испускаемых при делении плутония-239, примерно по такой схеме. В центре реактора разместить активную зону из плутониевых стержней, в которых будет возбуждаться управляемая цепная ядерная реакция деления, сопровождаемая обильным излучением быстрых нейтронов. Вместо же графитового зеркала, возвращающего нейтроны обратно в активную зону реактора, установить в несколько рядов как бы частокол из стержней урана-238, поглощающих каждый долетевший до них быстрый нейтрон и превращающихся спустя короткое время в плуто-ний-239.
Допустим, что в реакторе «сгорит» 1 кг где-то ранее полученного обычным способом плутония-239 Каждый его атом, расколовшись надвое, «выстрелит» двумя-тремя быстрыми нейтронами с энергией более 1 Мэв. Один нейтрон, скажем, в среднем будет израсходован на поддержание хода цепной реакции в самом плутонии, а от 1,5 до 2 нейтронов застрянут в ядрах урана-238, превратив их сперва в нептуний-239, а затем в плутоний-239. В конечном счете в урановом «зеркале» появится, предположим, от 0,4 до 0,7 кг плутония-239. Если эти 0,7 кг плутония-239 заложить в другой такой же реактор, то в плутоний превратится уже 1,5 кг урана-238 и т. д. Короче говоря, вместо 1/140 части природного урана в нем можно использовать в несколько раз больше, а со временем и все 100%!
Очень малые размеры активной зоны ядерного реактора, в которой, однако, высвобождаются сотни тысяч киловатт тепловой энергии, крайне осложняют задачу отвода от нее столь большого количества тепла.
Преимущества реакторов на быстрых нейтронах весьма велики, поэтому разработки их наиболее рациональных конструкций ведутся во многих странах.
В СССР раньше, чем в других странах, построено и действует несколько исследовательских реакторов на быстрых нейтронах. В частности, такой реактор (БОР-60) установлен в Димитровграде Ульяновской области. Пущена в эксплуатацию крупнейшая в мире атомная электростанция на быстрых нейтронах мощностью 150 тыс. кет в г. Шевченко в Закас-пии. Эта АЭС соединена с опресниаельной установкой, дающей пресную воду для развивающейся промышленности полуострова Мангышлак. На Урале начато сооружение такой АЭС мощностью уже 600 тыс. кет.