Л. Феоктистов - Оружие, которое себя исчерпало

• Название: Оружие, которое себя исчерпало
• Автор: Л. Феоктистов
• Жанр: Публицистика

---

Только тогда, вместе с дальнейшим усовершенствованием атомной техники, можно надеяться, что удастся преодолеть скепсис населения, правительства, разорвать связь между ядерной войной и АЭС, гибелью и созиданием.

Со времени первых атомных электростанций конъюнктура резко изменилась. Раньше на первый план выдвигалась экономия активно-делительных материалов, их оборачиваемость и, следовательно, предельно напряжённая по энерговыделению активная зона. Сегодня картина обратная: происходит затоваривание ураном как по причине разоружения, так и из-за резкого спада ядерно-энергетической программы. Ныне выдвигаются другие приоритеты, главный из них — безопасность.

Безопасным реактором мы будем называть такой реактор, который ни при каких неконтролируемых ситуациях не создаёт радиоактивного загрязнения вне пределов реакторного зала.

Реактором с внутренней безопасностью назовём такой безопасный реактор, в котором авария гасится не усилиями человека (оператора) , а автоматически, в силу заложенных в него физических причин.

Круг вопросов, связанных с безопасностью реактора, ограничен не только переходом через критсостояние и развитием взрывного процесса. Выход радиоактивности может иметь место и при других видах аварии. Например, очень серьёзные последствия могут наступить при отказе (разрушении) контура теплосъёма. В заглушённом реакторе тем не менее происходит остаточное тепловыделение, вызванное радиоактивным распадом накопившихся продуктов горения. Оно может быть настолько значительным, что расплавит активную зону и радиоактивность выйдет наружу.

Однако, и это надо иметь в виду, темп остаточного энерговыделения, отнесённый к единице объёма твэла, пропорционален рабочей мощности реактора в единице объёма. Снижая удельную мощность, неся некоторые потери в экономике, можно уменьшить остаточное энерговыделение до уровня, когда оно снимается естественным образом и не расплавляет твэл.

Вместе с тем, одновременно увеличивая выгорание (КПД) топлива, очень важно увеличить время жизни твэла в реакторе — так, чтобы оно совпадало со всем временем эксплуатации АЭС, то есть 50 amp;ndash;100 лет. Тогда появляется ещё один существенный фактор повышения безопасности и упрощения эксплуатации.

Для того чтобы обрисовать облик реактора, условно говоря „идеального“, необходимо прежде сформулировать требования к нему.

Во-первых. Не допускается ни при каких условиях переход реактора в верхнее надкритичное состояние по случайным причинам: ошибка оператора, отказ контура теплосъёма и т. п. Обязательна так называемая отрицательная связь, при которой нарушение в работе реактора ведёт к его затуханию. Предельно упрощено управление реактором. Режим работы поддерживается в значительной мере автоматически, без участия человека (кроме запуска и остановки реактора) .

Во-вторых. В реакторе, как известно, происходит не только выжигание топлива, но также его накопление, что характеризуется коэффициентом воспроизводства (KB) , то есть отношением накопления к исчезновению.

Работа с коэффициентом воспроизводства близким к единице или несколько большим позволяет вовлечь в горение основной изотоп урана-238 . Стратегическая (перспективная) линия может быть обоснована только в том случае, когда в качестве преимущественного материала для деления служит уран-238 , а не уран-235 , как в современных реакторах. Только тогда сырьевая база ядерной энергетики становится практически беспредельной.

В-третьих. Минимум химической регенерации топлива, минимум радиоактивных отходов. Наряду с широким использованием плутония в ядерно-энергетическом цикле технология не предусматривает извлечения плутония из твэлов в чистом виде, что делает невозможным переключение плутония в военную область.

Ядерная энергетика имеет три мыслимых аспекта: делительная, термоядерная (построенная на реакциях синтеза) и комбинированная (гибридная) , сочетающая в себе элементы и деления, и синтеза. Каждая из этих ветвей имеет свои особенности, преимущества и недостатки, разную степень развитости.

* * *

Быстрый реактор деления. Быстрый реактор уступает тепловому по многим параметрам (капитальные затраты, эксплуатация) — за исключением одного, ради которого он и придуман. В нём коэффициент воспроизводства (KB) больше единицы, то есть он способен производить не только энергию, но и активно-делительные атомы, притом в возрастающих количествах.

При всех различиях современных быстрых и тепловых реакторов есть одна черта, их объединяющая. И тот и другой работают по схеме выжигания активной компоненты топлива (уран-235 , плутоний-239) в активной зоне. Другими словами, в них первоначально закладывается активного материала больше, чем это требуется для непосредственного поддержания критического уровня. Стационарное положение балансируется регулирующими стержнями — поглотителями нейтронов. По мере выгорания топлива стержни вынимаются, что и поддерживает постоянство мощности реактора. Так как любой реактор осуществляет некоторый конечный по времени срок „жизни“ твэлов в своей активной зоне, то в нём по необходимости содержится некоторый запас надкритичности — тем больший, чем больше предполагаемое время кампании.

В этом смысле ни один из ныне существующих реакторов, работающих по принципу выгорания, нельзя отнести к безусловно безопасным, потому что, если вдруг по случайным причинам регулирующие стержни покинут активную зону, возникнет значительная надкритичность. Цепная реакция в таких условиях будет развиваться настолько быстро, что никакая аварийная защита не поможет.

По поводу быстрых реакторов сделаны два, казалось бы, взаимоисключающих утверждения. В начале говорилось, что быстрые реакторы — они же размножители, а дальше — что они, как и тепловые реакторы, построены на выгорании активной зоны. Так накапливают или выжигают?

И то и другое утверждения верны. Это объясняется самим устройством реактора, который разделён на две зоны — центральную, где происходит реакция деления, и периферийную, состоящую из урана-238 , где накапливается плутоний. В активной зоне KB, отнесённый к этой части реактора, в самом деле меньше единицы. Однако с учётом плутония, возникшего в зоне воспроизводства, то есть по отношению к реактору в целом, KB больше единицы.

Не правда ли, наблюдается странная картина: проделав путь по кругу, плутоний через пять лет возвращается в исходную точку, в свой же (или соседний) реактор. Зачем? Ведь гораздо проще и выгоднее сжечь его на месте, не теряя времени на перевозку и переработку.

Почему бы для этого две зоны быстрого реактора не заменить одной, „смешав“ их в такой пропорции, чтобы была обеспечена и критичность, и воспроизводящая функция? Недостаток такого смешения очевиден: резко возрастет критическая масса реактора, она устремляется в бесконечность для смеси урана с плутонием при концентрации последнего в пределах 4,5 процента.

Но ведь и преимуществ немало. Для утверждения концепции нового реактора не требуется длительных вычислений. Исходным является только один факт — быстрый реактор может иметь KB больше единицы непосредственно в активной зоне, если исходная концентрация плутония ниже равновесной. Иными словами — заключена в пределах от 5 до 10 процентов по отношению к урану-238 .

В предлагаемом реакторе осуществляется глубокое выгорание топлива, и он не рассчитан на поддержку плутонием от других реакторов. По этой причине топливо может не подвергаться химической регенерации (открытый цикл) или если перерабатывается, то по упрощённой технологии, с отделением тяжёлой фракции (уран , плутоний, трансураны) в целом. Плутоний в чистом виде не высвобождается. Он всегда находится в комбинации с другими элементами и для использования в оружии непригоден.

Несколько слов по поводу конечных продуктов реакторов деления. Как всякое масштабное производство, атомные станции имеют отходы, притом радиоактивные, в очень концентрированном состоянии.

Все радиоактивные продукты, возникшие в результате деления, можно разделить на две группы: трансурановые элементы, которые появляются при захвате нейтронов ураном и его дочерними продуктами, и осколки деления. Первые из них характеризуются весьма длительными периодами полураспада — тысячи и даже миллионы лет (хотя есть исключения) , вторые — наоборот, живут, как правило, недолго — от секунд до нескольких десятков лет.

В дальнейшем мы будем исходить из того, что путём химических манипуляций можно отделить тяжёлые ураны и трансураны от осколков и элементов конструкции. Стоимость и возможность такой технологии должны сопоставляться со стоимостью экологических мероприятий, обусловленных работой электростанций на органическом топливе, выбрасывающих в год в атмосферу миллионы тонн золы, — на 1 ГВт(э) .