Есть и другие трудности, задерживающие начало широкого строительства реакторов на быстрых нейтронах. Одна из них заключается в следующем. Поскольку, как уже говорилось, плутоний в естественных условиях на Земле не встречается, нужно, чтобы уже работающие реакторы на быстрых нейтронах нарабатывали плутоний для последующих, намечаемых к строительству реакторов. Причем делать это они должны быстро, с тем чтобы обеспечить программу строительства АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Темп наработки плутония в реакторах принято выражать временем удвоения — временем, в течение которого количество делящегося вещества (плутония) по отношению к первоначальной загрузке его в реактор удвоится. Сократить время удвоения плутония — такова задача.

Конечно, читатель может спросить: почему бы для первоначальной загрузки реактора не использовать вместо плутония ²³⁹Pu, изотоп урана ²³⁵U, который существует в природе и может быть добыт в нужном количестве? На этот вполне законный вопрос можно ответить так. Дело в том, что при делении ядра атома ²³⁹Pu излучается больше нейтронов, чем при делении ядра атома ²³⁵U (в среднем 3,0 против 2,46), и поэтому коэффициент воспроизводства топлива существенно выше при первоначальной загрузке ²³⁹Pu.

Вопрос о широком применении реакторов на быстрых нейтронах мы закончили бы так. Реакторы этого типа являются высокоэффективными, и можно думать, что в ближайшее время, после решения некоторых пока еще не до конца решенных вопросов их производства и эксплуатации, АЭС с реакторами на быстрых нейтронах найдут широкое использование.

Прежде чем перейти к рассмотрению схем некоторых типов АЭС, хотелось бы кратко остановиться на еще одном важном вопросе. Учитывая, что при каждом делении ядра ²³⁵U или ²³⁹Pu один из образующихся при этом нейтронов расходуется на продолжение цепной реакции, часть нейтронов поглощается конструкционными материалами, а в реакторах на тепловых нейтронах еще и замедлителем, необходимо всемерно уменьшать утечку нейтронов. При этом, как и во многих других случаях, большое значение имеет геометрический фактор: отношение поверхности, в данном случае активной зоны реактора, к ее объему.

Чем меньше объем пространства, тем больше отношение поверхности этого пространства к его объему. Например, для куба с ребрами 3 м это отношение составляет 54/27=2, а для куба с ребрами 2 м — 24/8=3. Эта простая истина имеет в технике большое значение. Чем больше объем активной зоны реактора, тем больше в единицу времени образуется нейтронов. Чем больше поверхность, тем, естественно, больше и утечка нейтронов. Но с ростом объема отношение поверхности к величине объема уменьшается. Поэтому с ростом объема, в котором происходит ядерная реакция, утечка нейтронов по абсолютному значению растет, а по относительному значению (выраженная в процентах, например, к числу образующихся за то же время нейтронов) уменьшается. Из этого заключения следует, что существует минимальный, именуемый критическим, объем, при котором утечка нейтронов не превышает максимально допустимой, и, значит, возможна, цепная ядерная реакция. Если же объем меньше критического, цепная ядерная реакция протекать не будет.

В этом, кстати говоря, и заключается принципиальная основа атомной бомбы. Чтобы произвести ядерный взрыв, нужно соединить в одно целое несколько кусков делящегося материала, например ²³⁹Pu. Общий объем делящегося материала превысит критический, а масса его — критическую массу, начнется саморазвивающаяся ядерная реакция, произойдет взрыв.

На АЭС ядерного взрыва произойти фактически не может, так как ядерная реакция здесь в отличие от атомной бомбы управляется с помощью так называемых компенсирующих стержней, сделанных из материала, являющегося сильным поглотителем нейтронов, например из карбида бора. Извлечение стержней из зоны, где протекает ядерная реакция, или, наоборот, погружение в эту зону соответственно усиливает или ослабляет реакцию.

Если число возникающих и расходуемых, поглощаемых и теряемых в результате утечки нейтронов одинаково, то мощность реактора будет оставаться неизменной. Он' будет работать в установившемся режиме. Это достигается с помощью компенсирующих стержней.

Нельзя сказать, что в ядерной реакции, протекающей с искусственным замедлением нейтронов, ²³⁸U не используется вовсе. Поскольку замедленные нейтроны ядрами ²³⁸U поглощаются и процесс преобразования ²³⁸U в ²³⁹Pu все же происходит, в ядерной реакции с замедленными нейтронами может быть использовано на тонну природного урана 7 кг ²³⁵U (весь ²³⁵U) и примерно 10 кг ²³⁸U (всего лишь около 1 % ²³⁸U).

Рассмотрим теперь две схемы АЭС: 1) работающих на замедленных, тепловых нейтронах и 2) работающих на быстрых нейтронах.

Существует несколько типов атомных реакторов на тепловых нейтронах. Они различаются между собой главным образом в зависимости от того, какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла, образовавшегося в результате ядерной реакции. Имеются содо-водяные реакторы (в этом случае обычная вода служит и замедлителем и теплоносителем), уран-графитовые реакторы (замедлитель — графит, теплоноситель — обычная вода), газографитовые реакторы (замедлитель-графит, теплоноситель — газ, обычно СO₂), тяжеловодные реакторы (замедлитель — тяжелая вода, теплоноситель — либо обычная вода, либо тяжелая вода).

Мы рассмотрим схему АЭС с наиболее распространенным водоводяным реактором, или, как его кратко называют, ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Принципиальная схема АЭС этого типа представлена на рис. 52. Реактор представляет собой толстостенный сосуд, рассчитанный на высокое давление. В нем размещены: твэлы — тепловыделяющие элементы, состоящие из сердечника, содержащего в качестве основного «материала» ядерное топливо, и оболочки, герметически отделяющей сердечник от теплоносителя, и объединенные в кассеты (так называемые сборки); компенсирующие стержни, с помощью которых, как уже говорилось, осуществляется управление реактором; вода, протекающая через реактор, служащая одновременно и замедлителем нейтронов и теплоносителем. Они составляют активную зону реактора.

Рис. 52. Схема устройства АЭС с водоводяным реактором.

Активная зона защищена снаружи не показанным на схеме отражателем нейтронов, назначение которого — вернуть в активную зону «выскочившие» из нее нейтроны. Кроме того, любой реактор имеет, так называемую, биологическую защиту (также не показанную на рисунке), которая должна резко уменьшить (практически ликвидировать) его радиоактивное излучение.

Вода, непрерывно циркулирующая через активную зону реактора, исполняя свое назначение теплоносителя, воспринимает тепло от твэлов, поступает в теплообменник-парогенератор и передает тепло воде второго контура, превращая ее в пар. Из сказанного ясно, почему схему такого рода АЭС называют двухконтурной.

Рис. 53. Схема устройства АЭС с реактором на быстрых нейтронах.

У читателя, может быть, возникнет вопрос: можно ли испарить воду второго контура за счет тепла, передаваемого водой первого контура, учитывая, что температура воды первого контура по условиям теплообмена должна быть выше температуры воды второго контура и в то же время в первом контуре все время вода остается в жидком состоянии, а во втором — более холодная вода испаряется?

Оказывается вполне возможно. И даже весьма просто. Вспомним, что температура парообразования, т. е. температура, выше которой вода существовать не может, зависит от давления. Так, например, при давлении 0,04 абсолютных атмосферы (ата) — это как раз обычное давление пара в конденсаторе (см; рис. 49) — температура парообразования (конденсации) равна 29 °C, при давлении 1 ата температура парообразования равна 99,6 °C, при давлении 160 ата — уже 347,3 °C. Поэтому если давление воды в первом контуре выше, чем во втором, воду второго контура можно превратить в пар за счет тепла, отдаваемого водой первого контура. Так практически и поступают. В водо-водяном реакторе мощностью 1 млн кВт, установленном на Нововоронежской АЭС, давление воды первого контура избрано 160 ата, а давление воды второго контура — 60 ата. Температуры парообразования равны соответственно 347,3 и 275,6 °C.