4. Атомная энергия

Атомную, точнее, ядерную энергию человечество начало осваивать с середины 1940-х годов, и, как это часто, увы, случается с научно-техническими достижениями, это освоение началось с создания самого разрушительного вида оружия массового уничтожения. Первый ядерный реактор был построен в США в декабре 1942 года под руководством Э.Ферми и Л.Сцилларда в рамках Манхэттенского проекта – проекта создания атомной бомбы, которая и была испытана на полигоне в США в июле 1945 года. 6 и 9 августа 1945 года атомные бомбы были сброшены на японские города Хиросиму и Нагасаки. В СССР первый исследовательский реактор был запущен в декабре 1946 года, а первое испытание атомной бомбы было осуществлено в августе 1949 года, руководителем проекта был И.В.Курчатов. В 1950-х годах началось мирное освоение атомной энергии: в 1954 году была построена первая атомная электростанция в СССР в городе Обнинске в Калужской области, в 1956 году заработала первая АЭС в Великобритании, в 1957 году – в США. С конца 1950-х годов началось использование ядерных энергетических установок для кораблей, прежде всего – подводных лодок. Первыми невоенными кораблями с ядерными энергетическими установками были ледокол "Ленин" в СССР (1959 год) и грузо-пассажирское судно "Саванна" в США (1962 год).

В основе ядерной энергетики лежит целый ряд открытий, сделанных большой группой ученых разных стран в 1930-х годах. Изотопы некоторых тяжелых элементов, например, урана-235, способны спонтанно делиться на две примерно равные части (осколка деления), при этом выделяется большое количество энергии, и испускаются 2 – 3 нейтрона. Нейтроны, образовавшиеся в результате деления, при попадании их в ядро другого атома урана-235 вызывают деление этого ядра, высвобождая при этом энергию и нейтроны, которые в принципе могут продолжить этот процесс. Возникает так называемая цепная реакция. Очевидно, что для начала цепной реакции необходимо, чтобы вероятность попадания нейтрона в другой атом урана-235 была достаточно высока, т.е. чтобы достаточно высока была концентрация этих атомов. Кроме того, необходимо определенное количество делящегося вещества, чтобы образующиеся нейтроны не покинули образец, не прореагировав с атомами делящегося вещества. Минимальная масса делящегося вещества, при которой еще может происходить цепная реакция, называется критической массой. При образовании критической массы и достаточно высокой концентрации делящегося вещества цепная реакция протекает весьма быстро, в виде взрыва, например, в ядерных боеприпасах, где используется практически чистое делящееся вещество (уран-235 или плутоний-239). Для получения управляемой цепной реакции концентрация делящегося вещества должна быть уменьшена, а образующиеся нейтроны необходимо замедлить, чтобы увеличить промежуток времени между двумя актами деления. В качестве замедлителя используются графит, вода и др.

В природе цепной реакции не происходит, поскольку атомы урана-235 слишком рассеяны среди атомов других элементов. Кроме того, естественный уран на 99,3 % состоит из изотопа уран-238 и только на 0,7 % – из изотопа уран-235.

Однако в давно прошедшие времена соотношение между разными изотопами урана было иным, чем сейчас. Это объясняется различием в периодах полураспада (т.е. времени, за которое распадается половина атомов делящегося вещества). Для урана-238 период полураспада равен 4,51·10⁹ лет, для урана-235 – 7,13·10⁸ лет, поэтому 2 миллиарда лет тому назад содержание урана-235 в естественном уране было значительно выше, чем сейчас, и составляло около 3 %. Это позволило сделать предположение о возможности реализации в то время цепной ядерной реакции в природных условиях, и такой древний природный ядерный "реактор" действительно был обнаружен в районе месторождения урановой руды в Западной Африке. В мощной урановой жиле шириной от 600 до 900 м и толщиной от 4 до 10 м с грунтовыми водами (замедлитель) были найдены достаточно большие глинистые линзы (размером 10 – 20 м на 1 м) с высокой концентрацией урана (20 – 40 %). В этих линзах и происходила цепная ядерная реакция. Возраст "реактора" был оценен в 1,8·10⁹ лет, продолжительность его работы – примерно в 600 миллионов лет, мощность – в 25 кВт (для сравнения: средняя мощность современных АЭС – порядка 1000 МВт).

Для использования естественного урана в качестве ядерного топлива его очищают и обогащают, доводя содержание изотопа уран-235 до 3 %. Такая низкая степень обогащения не позволяет цепной реакции выйти из-под контроля, однако при достаточной массе урана может привести к ее сильному разогреву. Гранулами обогащенного урана (точнее, двуокиси урана) заполняются длинные стальные или циркониевые трубки – тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), или топливные стрежни. Если большое количество этих ТВЭЛов разместить определенным образом на небольшом расстоянии друг от друга в виде так называемой тепловыделяющей сборки, то начнется и пойдет устойчивая цепная реакция. Чтобы можно было контролировать цепную реакцию, между ТВЭЛами размещаются стержни из вещества, поглощающего нейтроны (поглощающие, или регулирующие стержни). Вдвигая их в активную зону реактора или выдвигая их из нее, можно управлять интенсивностью цепной реакции. Тепловыделяющая сборка с каналами для поглощающих стержней помещается в стальной толстостенный корпус. Тепло, выделяющееся в процессе цепной реакции, используется для нагревания воды и получения пара, который используется для приведения в движение обычного турбогенератора. Вода, являясь теплоносителем, выполняет также функцию охладителя, предотвращая расплавление ТВЭЛов и других конструкций реактора. В некоторых реакторах в качестве охладителя используются инертные газы, например, гелий или аргон.

Существует пять основных типов реакторов. 75 % промышленных реакторов в мире используют в качестве замедлителя обычную (легкую) воду либо под давлением (Pressured Water Reactor,PWR), либо кипящую (Boiling Water Reactor,BWR), 20 % реакторов – твердый графит (в СССР графитовые реакторы составляли 50 %). Реакторы с графитовым замедлителем можно также использовать для получения расщепляющегося плутония-239, необходимого для производства ядерного оружия. В Канаде наиболее распространены реакторы с тяжелой водой (вода, в которой в молекулах атомы обычного водорода (H-1) замещены на его более тяжелый изотоп дейтерий (H-2, или D), – D₂O), в Великобритании и Франции – реакторы с газовым охлаждением.

В России к реакторам первого типа относятся реакторы ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), которыми оснащены, например, Нововоронежская, Калининская, Балаковская и Кольская АЭС, а также Армянская АЭС. В качестве замедлителя и теплоносителя в этих реакторах используется вода под давлением, которая, проходя через теплообменник, передает тепло второму (чистому) контуру, питающему паровую турбину. К реакторам с графитовым замедлителем относятся реакторы РБМК (реактор большой мощности канальный), которыми оснащены, например, Ленинградская, Курская, Смоленская АЭС, а также Игналинская АЭС в Литве. Реакторы канального типа использовались на первой АЭС в Обнинске, а также на Белоярской АЭС, наконец, именно реакторы РБМК были установлены на Чернобыльской АЭС на Украине. Реактор РБМК – мощный уран-графитовый реактор, теплоносителем в котором служит кипящая вода. Он представляет собой графитовую кладку с отверстиями для труб с водой, внутри которых находятся ТВЭЛы. АЭС с реакторами этого типа работают по одноконтурной схеме: пар, образовавшийся в реакторе, попадает непосредственно в турбину, а сконденсировавшаяся из него после работы вода – обратно в реактор. Конструкция реактора, установленного на Чернобыльской АЭС, включала 1661 технологический канал для ТВЭЛов, для управления реактором было предусмотрено 211 поглощающих стержней.