Создал первый реактор. Классификация ядерных реакторов по типу замедлителя

В истории создания ядерных реакторов можно проследить три этапа. На первом этапе определились необходимые и достаточные условия протекания самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления. На втором этапе были установлены все физические эффекты, способствующие и препятствующие протеканию самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления, т.е. ускоряющие и замедляющие этот процесс. И, наконец, были проведены количественные расчеты, касающиеся конструкции реактора и протекающих в нем процессов.

Создание ядерных реакторов было решением одной из составных задач общей атомной проблемы.

Первый в мире реактор СР-1 (Chicago Physics) был спроектирован и сконструирован Э.Ферми в сотрудничестве с Андерсоном, Цинном, Л. Вудс и Дж. Вайлем и размещался в теннисном зале под трибунами стадиона Чикагского университета. Реактор начал работать 2 декабря 1942 г. при расчетной начальной мощности 0,5 Вт. В первый урановый реактор СР-1 было загружено 6 т металлического урана и некоторое количество (точно не известно) окиси урана из-за недостатка урана в чистом виде.

Реактор должен был иметь сферическую форму и составлялся из горизонтальных слоев блочного графита, которые располагались между подобными же слоями из перемежающихся блоков графита и урана, охлаждаемых воздухом. Критическое состояние реактора, при котором потеря нейтронов компенсировалась их производством (созданием), было достигнуто, когда сферу построили на три четверти, в результате чего реактор так и не получил окончательной формы правильного шара.

Через 12 дней мощность была доведена до 200 Вт и дальнейшее повышение мощности сочли рискованным из-за генерированного установкой опасного излучения. Реактор переместили за пределы города в Аргоннскую лабораторию, где он был снова смонтирован и снабжен защитным экраном.

Реактор регулировался вручную при помощи кадмиевых стержней, поглощающих избыток нейтронов и расположенных в специальных каналах. Кроме того, были предусмотрены два аварийных стержня и стержень автоматического управления.

Первая опытная установка позволила провести экспериментальное исследование процесса получения плутония, которое привело к заключению, что этот способ дает реальную возможность его изготовления в количествах, достаточных для создания атомной бомбы. В 1943 г. в Аргоннской национальной лаборатории для экспериментальных исследований был построен точно такой же реактор СР-2 (рис.17.1), но с критическим размером в форме куба, а в 1944 г. – еще один реактор СР-3 (рис. 17.2), в котором замедлителем служила тяжелая вода, что позволило значительно уменьшить размеры реактора по сравнению с предыдущими.

Из-за отсутствия системы охлаждения максимальная безопасная мощность реактора составляла 200 Вт, но на короткое время мощность можно было повышать до 100 кВт. В реакторе использовались пять управляющих стержней длиной 5,6 м из бронзы, покрытые кадмием. Три из этих стержней были аварийными, один стержень служил для грубой регулировки и еще один для точной регулировки потока нейтронов и мощности реактора.

В конце 1945 г. в Москве на территории Лаборатории № 2 АН СССР было начато строительство здания для физического реактора Ф-1, а в начале 1946 г. началось проектирование первого промышленного реактора и связанного с ним плутониевого комбината в Челябинске-40. В декабре 1946 г. на исследовательском уран-графитовом реакторе Ф-1 под руководством И.В. Курчатова была впервые в Европе осуществлена самоподдерживающая цепная реакция. Пуск реактора Ф-1, который до сих пор служит науке, дал возможность измерить необходимые ядерные константы, выбрать оптимальную конструкцию первого промышленного реактора, исследовать вопросы регулирования и радиационной безопасности.

В историю физики ХХ века вошел и первый в Европе ядерный реактор, созданный в СССР и испытанный лично И.В. Курчатовым в декабре 1946 года. Его мощность достигала уже 4000 кВт, что давало возможность на базе полученного опыта создавать промышленные реакторы. Сам реактор располагался в бетонированном котловане, на дно которого были уложены восемь слоев графитовых брусков. Над ними укладывались слои с отверстиями-гнездами, куда были вставлены блоки из урана. Были также сделаны три канала для кадмиевых стержней, обеспечивающих регулирование реакции и ее аварийную остановку, и ряд горизонтальных каналов различной формы и размеров для измерительной аппаратуры и экспериментальных целей. Общее число слоев из графитовых брусков составило шестьдесят два.

В 1947 году на этом реакторе удалось получить первые дозы не встречающегося в природе плутония, являющегося, подобно урану, ядерным горючим, притом в количествах, достаточных для изучения основных физических характеристик его ядра. Первый в СССР промышленный реактор для получения плутония был запущен Курчатовым в июне 1948 года.

В середине 40-х годов ХХ века в Лос-Аламосской научной лаборатории (США) была поставлена задача создания опытного быстрого реактора с плутониевым топливом, демонстрирующего возможность производства электроэнергии. Этот реактор под названием «Клементина» имел объём активной зоны, состоящей из металлического плутония, 2,5 л и охлаждался ртутью. Сборка реактора началась в 1946 г., критичность была достигнута в ноябре 1946 г. Энергетический пуск состоялся в марте 1949 г. Реактор работал на мощности 25 кВт (тепл.).

В рамках Манхэттенского проекта (секретного плана создания американской бомбы) вся работа по разделению изотопов урана была поручена лаборатории известного американского физика Э. Лоуренса. В своем докладе правительству США в июле 1941 г. Лоуренс писал: «Открылась новая чрезвычайно важная возможность для использования цепной реакции с неразделёнными изотопами [урана]. По-видимому, если бы цепная реакция была осуществлена, можно было бы вести её … в течение некоторого периода времени специально для производства элемента с атомным номером 94 [плутония]… Если бы имелись в распоряжении… большие количества этого элемента, то, вероятно, можно было бы осуществить цепную реакцию на быстрых нейтронах. В такой реакции энергия освобождалась бы со скоростью взрыва, и соответствующая система могла бы быть охарактеризована… как «сверхбомба»».

Реактор «Клементина» был первым реактором на быстрых нейтронах, а также первым, в котором в качестве топлива использовался плутоний-239. Активная зона в виде цилиндра высотой 15 см и диаметром 15 см состояла из вертикальных топливных стержней в стальной оболочке. Замедлитель, естественно, отсутствовал. Отражателем служили металлический уран и сталь. Ртутный теплоноситель обладал пренебрежимо малым сечением захвата медленных нейтронов. Управление реактором осуществлялось при помощи стержней, удаляющих некоторое количество урана из отражателя, так как бор или кадмий, используемые в реакторах на тепловых нейтронах, непригодны для реакторов на быстрых нейтронах.

В Аргоннской национальной лаборатории (США) независимо от описанных исследований проводились работы по созданию экспериментального реактора-размножителя EBR-1 на быстрых нейтронах. Главной целью этого проекта была проверка концепции атомной электростанции с реактором на быстрых нейтронах в качестве энергетического блока. К созданию реактора приступили в 1951 г., а критичность была достигнута в августе 1951 г. В декабре 1951 г. впервые за счёт ядерной энергии был получен электрический ток при мощности реактора 200 кВт (эл.). Топливные элементы реактора представляли собой трубки из нержавеющей стали, содержащие высокообогащенный металлический уран, охлаждение активной зоны осуществлялось прокачиванием через нее сплава натрия и калия (рис.17.3). Отражатель состоял из двух частей: нескольких стержней природного металлического урана, окружающих активную зону, и нескольких клинообразных блоков из того же материала. Управление реактором осуществлялось введением стержней металлического урана во внешний отражатель и выведением их из него.

Реактор одновременно вырабатывал энергию, выделяющуюся при делении под действием быстрых нейтронов, и воспроизводил делящийся материал. Строго говоря, реактор-размножитель должен использовать тот же делящийся материал, который в нем производится, например плутоний-239 в реакторах с ураном-238 в качестве сырья для производства вторичного топливного материала (плутония). Однако в настоящее время в качестве делящегося материала во многих реакторах на быстрых нейтронах используют уран-235. В реакторах на быстрых нейтронах теплоноситель не должен содержать элементов с малым массовым числом, так как они будут замедлять нейтроны. Интенсивный отвод тепла из активной зоны малого размера требует теплоносителя с исключительно высокими теплоотводящими свойствами.

Только одно вещество – жидкий натрий – удовлетворяет этим условиям.

Анализ топливных материалов отражателя реактора EBR-1 после его работы в течение некоторого времени показал, что достигнутый коэффициент воспроизводства, т.е. отношение количества полученного плутония-239 к количеству израсходованного урана-235, несколько превышает 100%. Поскольку условия в реакторе не были идеальными, то посчитали, что воспроизводство плутония-239 должно быть практически выгодно. Это было подтверждено в Великобритании экспериментами на реакторе на быстрых нейтронах очень малой мощности (2 Вт), в котором топливом служил плутоний-239. Было обнаружено, что на каждое разделившееся ядро плутония приходится примерно два вновь образовавшихся. Таким образом, выигрыш при воспроизводстве получается довольно значительным. В конечном счете таким реакторам должна принадлежать главная роль в программе развития ядерной энергетики.

В США, на расстоянии 30 км от Чикаго, юго-западнее мегаполиса, находится заповедник Палос. Прежде всего, он известен двумя объектами, которые располагаются в Red Gate Woods. Первый – Site A.

Это участок земли размером в 19 акров, на территории которого покоятся останки самого первого в истории человечества ядерного реактора. Второй – Plot M. Это свалка размером 1 800 квадратных метров, где сконцентрированы все отходы реактора.

Chicago Pile-1 или CP-1 – так легендарные ученые-физики Лео Сцилардо и Энрико Ферми назвали свое детище, первый в мире ядерный реактор. Его построили под грифом «Совершенно секретно» поздней осенью 1 942 года по проекту реализации первой в мире атомной бомбы на территории Чикагского университета. Этот эксперимент не увенчался успехом и бомба не взорвалась. Но благодаря огромным усилиям, приложенным к созданию бомбы, человечество вошло в новый век – век ядерного оружия.

Оболочка ядерного реактора состояла из массы черных кирпичей и брусьев из дерева. В нее были помещены:
графит – использовался с целью замедления нейтронов. Всего в реактор поместили триста шестьдесят тонн графита;
металлический уран – 5 400 кг;
окись урана – 45 000 кг.
У реактора не было абсолютно никакой защиты. Ученые рассчитывали, что он будет работать на небольшой мощности. Отсутствовала также и любая система охлаждения.
Вскоре после своего создания, реактор демонтировали и перенесли за пределы города – в заповедник Палос. Когда его собрали заново, он получил новое имя – Chicago Pile-2 или просто CP-2.

У CP-2 мощность была больше предшественника, несколько киловатт, для него построили радиационный щит. Через какое-то время к CP-2 добавили еще 1 реактор (CP-3). Эти два реактора проработали целых десять лет, а затем, в 1954 году, были остановлены.
Для захоронения ядерных реакторов вырыли огромную дыру. Направленный взрыв помог отправить CP-2 и CP-3 в небытие в недра земли. Все постройки, возведенные для обслуживания реакторов, были разрушены и также погребены. Место захоронения засыпали щебенью и землей, и благоустроили.

Сегодня место погребения можно отыскать по гранитным блокам. На первом начертано Site A, на втором – Plot M.

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер , для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов , в случае же ядерных реакций - это минимум 10 7 из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

• Активная зона с ядерным топливом и замедлителем ;
• Отражатель нейтронов , окружающий активную зону;
• Система регулирования цепной реакции , в том числе аварийная защита ;
• Радиационная защита;
• Система дистанционного управления.

Физические принципы работы

См. также основные статьи:

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ , которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

• k > 1 - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - подкритичен , ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

• η - выход нейтронов на два поглощения.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора - объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса - масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг, для 239 Pu - 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает , для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К ∞ - 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси и , или других веществ.

Иодная яма

Иодная яма - состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона . Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности , что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Классификация

По назначению

По характеру использования ядерные реакторы делятся на :

• Энергетические реакторы , предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике , а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях . Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт . В отдельную группу выделяют:
  • Транспортные реакторы , предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения - морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике .
• Экспериментальные реакторы , предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт .
• Исследовательские реакторы , в которых потоки нейтронов и гамма-квантов , создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики , физики твёрдого тела , радиационной химии , биологии , для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
• Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы , используемые для наработки изотопов , применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239 Pu . Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды .

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми . Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов

• Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
• Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

По размещению топлива

• Гетерогенные реакторы , где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
• Гомогенные реакторы , где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки .

По виду топлива

• изотопы урана 235, 238, 233 ( 235 U , 238 U , 233 U)
• изотоп плутония 239 ( 239 Pu), также изотопы 239-242 Pu в виде смеси с 238 U (MOX-топливо)
• изотоп тория 232 (232 Th) (посредством преобразования в 233 U)

По степени обогащения:

• природный уран
• слабо обогащённый уран
• высоко обогащённый уран

По химическому составу:

• металлический U
• UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

• Газ, (см. Графито-газовый реактор)
• D 2 O (тяжёлая вода , см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)

По роду замедлителя

• С (графит , см. Графито-газовый реактор , Графито-водный реактор)
• H 2 O (вода, см. Легководный реактор , Водо-водяной реактор , ВВЭР)
• D 2 O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)
• Гидриды металлов
• Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции

По способу генерации пара

• Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор , ВВЭР)

Классификация МАГАТЭ

• PWR (pressurized water reactors) - водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
• BWR (boiling water reactor) - кипящий реактор ;
• FBR (fast breeder reactor) - реактор-размножитель на быстрых нейтронах ;
• GCR (gas-cooled reactor) - газоохлаждаемый реактор;
• LWGR (light water graphite reactor) - графито-водный реактор
• PHWR (pressurised heavy water reactor) - тяжеловодный реактор

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов , γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом , тепловыделяющие кассеты - с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов . Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора - , обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн). Период полураспада 135 Xe T 1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6-7 %. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада (T 1/2 = 6,8 ч). При отравлении К эф изменяется на 1-3 %. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

1. К увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 18 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф, вызванное отравлением 135 Xe.
2. Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 10 18 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч - 1 %, через сутки - 0,4 %, через год - 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии K K . Величина K K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т K K = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае K K называется начальным плутониевым коэффициентом ) K K = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К В. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах К В < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием , которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни , вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном , и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты , в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции , осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней - система аварийной защиты .

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью , является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления , которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом - бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора .

См. также

• Перечень атомных реакторов, спроектированных и построенных в Советском Союзе

Литература

• Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. - М.: Атомиздат, 1979.
• Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и Жизнь» № 6, 1980 г., с. 20-24

Примечания

1. «ZEEP - Canada’s First Nuclear Reactor» , Canada Science and Technology Museum.
2. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. - М .: Логос, 2008. - 438 с. -

Устройство и принцип действия основаны на инициализации и контроле самоподдерживающейся ядерной реакции. Его используют в качестве исследовательского инструмента, для производства радиоактивных изотопов и в качестве источника энергии для атомных электростанций.

принцип работы (кратко)

Здесь используется процесс при котором тяжелое ядро ​​распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться. Состояние активной зоны станет сверхкритическим.

Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.

Типы реакторов

Большинство существующих в мире ядерных установок являются энергетическими, генерирующими тепло, необходимое для вращения турбин, которые приводят в движение генераторы электрической энергии. Также есть много исследовательских реакторов, а некоторые страны имеют подводные лодки или надводные корабли, движимые энергией атома.

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Высокотемпературные с газовым охлаждением

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) - это ядерный реактор, принцип работы которого основан на применении в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Существуют две конкурирующие конструкции:

• немецкая «засыпная» система, которая использует сферические топливные элементы диаметром 60 мм, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
• американский вариант в виде графитовых гексагональных призм, которые сцепляются, создавая активную зону.

В обоих случаях охлаждающая жидкость состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через промежутки в слое сферических топливных элементов, а в американской - через отверстия в графитовых призмах, расположенных вдоль оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью инертен химически. Горячий гелий может быть применен непосредственно в качестве рабочей жидкости в газовой турбине при высокой температуре или его тепло можно использовать для генерации пара водяного цикла.

Жидкометаллический и принцип работы

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности. Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.

CANDU

Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, в которых используется природный уран. Это избавляет от необходимости для его обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом такой политики стал дейтерий-урановый реактор (CANDU). Контроль и охлаждение в нем производится тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора состоит в использовании резервуара с холодной D 2 O при атмосферном давлении. Активная зона пронизана трубами из циркониевого сплава с топливом из природного урана, через которые циркулирует охлаждающая его тяжелая вода. Электроэнергия производится за счет передачи теплоты деления в тяжелой воде охлаждающей жидкости, которая циркулирует через парогенератор. Пар во вторичном контуре затем проходит через обычный турбинный цикл.

Исследовательские установки

Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и ​​используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.

Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие. Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе. дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.

На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.

Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи - это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.

Промышленные установки

Для целей производства используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в высокой производительности при низком уровне производства энергии. Это обусловлено тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного 240 Pu.

Производство трития

В настоящее время основным материалом, получаемым с помощью таких систем, является тритий (3 H или T) - заряд для Плутоний-239 имеет длительный период полураспада, равный 24100 годам, поэтому страны с арсеналами ядерного оружия, использующими этот элемент, как правило, имеют его больше, чем необходимо. В отличие от 239 Pu, период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, чтобы поддерживать необходимые запасы, этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. В США в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), например, работает несколько реакторов на тяжелой воде, которые производят тритий.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

Покорение космоса

Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и передвижения в космическом пространстве. В период с 1967 по 1988 год Советский Союз устанавливал небольшие ядерные установки на спутники серии «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала мишенью для критики. По крайней мере один из таких спутников вошел в атмосферу Земли, в результате чего радиоактивному загрязнению подверглись отдаленные районы Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерным реактором в 1965 году. Однако проекты по их применению в дальних космических полетах, пилотируемых исследованиях других планет или на постоянной лунной базе продолжают разрабатываться. Это обязательно будет газоохлаждаемый или жидкометаллический ядерный реактор, физические принципы работы которого обеспечат максимально высокую температуру, необходимую для минимизации размера радиатора. Кроме того, реактор для космической техники должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для экранирования, и для уменьшения веса во время старта и космического полета. Запас топлива обеспечит работу реактора на весь период космического полета.

Двадцать пятого декабря исполняется 70 лет со дня пуска первого отечественного ядерного реактора Ф-1, созданного для реализации советского атомного проекта. Реактор, построенный в Москве на территории Лаборатории №2 Академии наук СССР (ныне Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"), стал отправной точкой для развития многих мирных ядерных направлений, в которых Россия занимает лидирующие позиции.

О значении того события для истории России и всего мира, о важности правильного выбора государством стратегических приоритетов для своего развития и о новых уникальных технологиях, развиваемых Курчатовским институтом, в интервью специальному корреспонденту РИА Новости Владимиру Сычеву рассказал президент центра, член-корреспондент Российской академии наук Михаил Ковальчук.

Михаил Валентинович, что значил для нашей атомной отрасли, для страны пуск первого на континенте Евразия реактора Ф-1?

Не только для страны, но и для будущего всего мира. Это было событие, значение которого трудно переоценить. Представьте себе военно-политический контекст того времени. Советский Союз одержал великую победу в мае 1945-го. Наша страна вынесла основную тяжесть битвы с нацистской Германией. К концу Великой Отечественной войны Советский Союз обладал самой боеспособной и технически оснащенной армией. Произошло усиление роли СССР в мире. С нашим участием решались судьбы мира – на конференциях в Тегеране, Ялте, Потсдаме.

И вот 6 и 9 августа 1945 года США сбрасывают атомные бомбы на Хиросиму и Нагасаки. По сути, одна страна оказалась обладательницей невиданного доселе оружия колоссальной разрушительной силы. Фактически наша победа была обесценена. Вплоть до 29 августа 1949 года – испытания советской атомной бомбы на Семипалатинском полигоне - будущее нашей страны стояло под вопросом. Как известно, 1 января 1950 года, согласно американскому плану "Троян", предполагалось сбросить на города СССР 300 ядерных и 20 тысяч обычных бомб.

Поэтому реализация в очень сжатые сроки, с невероятным напряжением сил и средств, советского атомного проекта, самым первым этапом которого был пуск реактора Ф-1, позволила восстановить ядерный паритет. До сих пор мир живет без глобальной войны только потому, что есть баланс сил. И Россия по сей день сохранилась как суверенное государство потому, что тогда, в тяжелейшее время, руководство страны и передовая наука нашли взаимное понимание перед стоящей угрозой. Для нас, нынешних, те события служат примером того, как государство должно выбирать и сочетать тактические и стратегические приоритеты, в том числе научно-технологические.

- О каких приоритетах идет речь?

Тактические приоритеты - ближнесрочные, они обеспечивают нашу повседневную жизнь, нацелены на производство конкретных продуктов, создание и освоение определенных рынков и, по сути, являются отраслевыми.

А стратегические приоритеты имеют средне- и долгосрочный характер. От них изначально не ждут создания новых продуктов и рынков, но именно они обеспечивают создание принципиально новых, прорывных технологий и приводят к смене технологического уклада. Фактически стратегические приоритеты задают будущее.

Но тактические и стратегические приоритеты связаны друг с другом. Хотя без тактических приоритетов вы не решите текущих задач, но если пренебрегать приоритетами стратегическими, бросая силы и ресурсы только на решение тактических задач, то под угрозой может оказаться безопасность и независимость страны, ее будущее. Важно заметить, что стратегический приоритет, в том числе в науке, никогда не может быть выбран, образно говоря, на народном вече.

Тактический приоритет - это фактически баланс интересов огромного количества игроков, участников рынков с их продуктами и деньгами. А серьезный, стратегический приоритет может обозначить только группа передовых людей, которые смотрят вперед и видят на перспективу.

Стратегические приоритеты всегда продвигаются в борьбе, преодолевая сопротивление среды. Их обоснование должно подтверждаться большим числом профессиональных экспертиз. Только тогда может сложиться картина, обращенная в будущее.

- И атомный проект тому пример?

Я считаю, что это самый главный пример. В войну в числе тактических приоритетов были, например, эвакуация оборонных предприятий на восток, разворачивание производства новых видов вооружений, с помощью которых мы победили. Но начало в США работ по атомному оружию стало настоящим стратегическим вызовом для нашей страны.

И представьте, что бы произошло, если в самые трудные годы войны часть нашего научного сообщества не била во все колокола, говоря, что надо создавать наше атомное оружие, а власть не поддержала бы ученых и мы не начали бы работы по этой тематике. Возможно, к началу 1950-х годов наша страна вообще могла перестать существовать и мы с вами сейчас бы не беседовали.

Программа создания ядерного оружия в США называлась "Манхэттенским проектом". Первая атомная бомба была взорвана на полигоне в Нью-Мексико в июле 1945 года. Выдающиеся мировые ученые, многие из которых эмигрировали в США из оккупированной Европы, привлечение огромных финансовых и производственных возможностей, 130 тысяч рабочих и инженеров – все это позволило американцам создать атомную бомбу за три с небольшим года.

В СССР в 1930-е годы целый ряд физических институтов добился важных результатов в изучении, как это тогда называлось, перспектив использования внутриядерной энергии: Ленинградский Физико-технический институт во главе с Абрамом Иоффе, Институт химической физики, возглавляемый Николаем Семеновым, Радиевый институт под руководством Виталия Хлопина, ФИАН с Сергеем Вавиловым во главе, ХФТИ в Харькове.

Среди учеников Иоффе (кстати, когда-то учившегося у самого Вильгельма Рентгена) был и Игорь Васильевич Курчатов, который возглавил в ЛФТИ в начале 1930-х годов отдел ядерной физики. В 1937 году в Радиевом институте им совместно со Львом Мысовским был запущен первый в Европе циклотрон, там же в 1940 году Константин Петржак и Георгий Флеров открыли явление спонтанного деления урана.

Именно тот самый Георгий Флеров, техник-лейтенант (позднее академик, соратник Курчатова по созданию первой советской атомной бомбы, один из основателей Объединенного института ядерных исследований в Дубне) написал в апреле 1942 года с фронта письмо Иосифу Сталину, где почти с уверенностью говорил о том, что в США полным ходом начаты работы по созданию ядерного оружия. Примерно в это же время руководство ГРУ Генштаба Красной армии информировало АН СССР о зарубежных работах по использованию атомной энергии в военных целях.

Но собственно началом советского атомного проекта принято считать 28 сентября 1942 года, когда Государственный комитет обороны (ГОКО) признал необходимым возобновить прерванные началом войны "работы по исследованию возможности овладения внутриядерной энергией". Руководство страны, опираясь на свою систему экспертизы, на данные, полученные по разным каналам, в том числе от разведки, оценило то, что говорили ученые, и сделало абсолютно правильный выбор, начав работы по атомной проблеме.

- Почему создание и пуск реактора Ф-1 считаются ключевым этапом нашего атомного проекта?

Дело в том, что центральное ядро любой программы по созданию атомного оружия – это производство делящихся материалов, ядерной взрывчатки. Можно разрабатывать сколь угодно оригинальные конструкции ядерных зарядов, но без нужного количества плутония-239 или урана-235 эти идеи так и останутся идеями.

Изначально для нашей первой атомной бомбы был выбран вариант с плутониевым зарядом – наработка плутония в промышленном реакторе была более достижима, чем производство обогащенного урана, и с точки зрения времени, что очень важно.

Но сначала надо было построить экспериментальный реактор или котел, как он тогда назывался. Первые же эксперименты показали, что выпускавшиеся нашей промышленностью материалы, из которых мог бы быть собран реактор, содержат очень много вредных примесей. Для осуществления же цепной ядерной реакции нужен только очень чистый уран. Таким образом, главной целью стало создание уран-графитового котла как базы для следующего шага - промышленного производства ядерной взрывчатки - плутония. Советский Союз начинал свою атомную программу в условиях войны, практически полного отсутствия ресурсов, при огромных людских и материальных потерях.

Для создания нашего первого реактора требовалось обеспечить геологоразведку и добычу урана, с нуля создать его металлургию, наладить производство графита высочайшего, невиданного ранее качества. Помимо этого, создавались необходимые приборы. Только в конце 1945 года начали выпускать уран и графит нужного качества и в достаточных объемах.

Вторым важным направлением работ стал расчет работоспособности конструкции реактора для осуществления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции. Это тоже было колоссальным делом. Летом 1946 года было построено специальное здание с шахтой для реактора глубиной 10 метров, с надежной биологической защитой, приборами внутреннего и внешнего дозиметрического контроля, дистанционным управлением реактором.

Поочередно были собраны четыре сборки (это сотни тонн графита), одновременно строили здание для реактора. В его котловане была собрана финальная пятая сборка, которая и стала 25 декабря 1946 года тем самым легендарным реактором Ф-1 – "Физическим первым". На осуществление этого грандиозного проекта понадобилось всего 16 месяцев! С тех пор Курчатовский институт в авангарде создания новых реакторов. А началось все это с реактора Ф-1.

Так что пуск Ф-1 стал воистину эпохальным событием – было экспериментально доказано, что наши ученые могут осуществить управляемую самоподдерживающуюся цепную реакцию деления урана. Хорошо известна сказанная Курчатовым сразу же после пуска Ф-1 фраза: "Атомная энергия теперь подчинена воле советского человека".

Это дало возможность сразу начать создание мощных промышленных реакторов для наработки оружейного плутония. После пуска реактора Ф-1 был проведен ряд очень важных экспериментов, что позволило построить и пустить на Южном Урале в 1948 году первый промышленный реактор. Вот три ключевые точки в создании нашей первой атомной бомбы: 25 декабря 1946 года – пуск экспериментального реактора Ф-1, 22 июня 1948 года – выведен на полную мощность построенный на Урале промышленный реактор - наработчик оружейного плутония "Аннушка", 29 августа 1949 года – взрыв нашего первого атомного заряда на полигоне в Семипалатинске.

Важнейший вывод из тех событий таков: создание и пуск реактора Ф-1 в тяжелейших для страны условиях – это демонстрация своевременности принятия руководством страны стратегически правильных решений в тяжелейших, подчас критических условиях.
Но пуск Ф-1 стал и отправной точкой для очень быстрого, стремительного развития атомной науки и техники, атомной промышленности страны. Мы в 1957 году спустили на воду свою первую атомную подводную лодку "Ленинский комсомол", а в 1959 году принят в эксплуатацию первый в мире атомный ледокол "Ленин". Сегодня Россия – обладатель единственного в мире атомного ледокольного флота. Он гарантирует нам стратегическое присутствие в северных широтах, где сосредоточены огромные запасы нефти, газа и биоресурсов.

А еще в 1954 году Игорь Васильевич Курчатов запустил в Обнинске первую в мире атомную промышленную электростанцию. Сегодня Россия, госкорпорация "Росатом" - мировой лидер в сфере сооружения атомных станций. АЭС "Куданкулам" в Индии, "Тяньвань" в Китае, "Бушер" в Иране – те станции, которые были пущены в нынешнем веке. Строится Островецкая станция в Белоруссии, планируется АЭС "Пакш-2" в Венгрии, "Руппур" в Бангладеш, "Ханхикиви" в Финляндии, "Аккую"в Турции. Портфель заказов "Росатома" сейчас превышает 300 миллиардов долларов. Мы осваиваем атомную энергетику по всем направлениям – от добычи урана до проектирования, строительства АЭС, обеспечения их работы, снабжения топливом и вывода из эксплуатации (то есть по всему жизненному циклу).

- Какова здесь роль Курчатовского института?

Курчатовский институт всегда был главной научной организацией нашей страны в атомной сфере. У нас есть такая схема, как мы ее называем "Курчатовское реакторное древо". На ней показано, как из реактора Ф-1 вышли реакторы разных типов – промышленные, энергетические, исследовательские, транспортные, которые используются на подводных лодках, на атомных ледоколах, ядерные энергетические установки для космоса.

И сейчас мы, можно сказать, независимый мозговой центр, обеспечивающий научное сопровождение проектов Росатома. Практика доказала правильность создания такой национальной лаборатории, какой является Курчатовский институт. У нас сосредоточен самый мощный ядерно-физический потенциал страны. Мы выступаем в качестве не только эксперта проектов "Росатома", но и их непосредственным научным участником. Каждая атомная станция разработана и пущена с участием Курчатовского института.

Атомная станция – сложнейший технологически, гигантский объект. Это сотни систем, работающих одновременно. Но сердце атомного энергоблока - ядерный реактор. Курчатовский институт – научный руководитель их проектирования и установки. Мы рассчитываем параметры этих реакторов, их активных зон, ядерного топлива.

После Чернобыля на какое-то время возникла идиосинкразия к атомной энергетике, во многом вызванная мощной информационной кампанией. Я считаю, что Запад во многом использовал чернобыльскую катастрофу, чтобы расшатать и без того ослабевшую на тот момент экономически, да и геополитически, конструкцию Советского Союза. Создавался в общественном мнении ужасный образ нашей страны, не способной обращаться с атомной энергетикой. Не буду сейчас вдаваться в обсуждение тех событий – это тема отдельного разговора, но по факту Чернобыль был использован для того, чтобы нанести тяжелый удар по Советскому Союзу. И надо сказать, что, к сожалению, это удалось.

Но после чернобыльской аварии мы начали активно работать, в том числе в международной кооперации, над разработкой новых систем безопасности АЭС. И созданные нами новые системы безопасности – так называемые ловушки расплава – уже входят в состав оборудования АЭС, они были впервые установлены на Тяньваньской АЭС в Китае и АЭС "Куданкулам" в Индии. Такие ловушки расплава предназначены для того, чтобы в случае тяжелой аварии расплавленное топливо надежно собрать в себя, удержать и не позволить радиоактивным веществам выйти за пределы реакторной установки.

Помимо этого, мы рассчитываем даже сценарии практически невероятных, так называемых запроектных аварий, вплоть до гипотетического падения самолетов на купол станций или террористического акта.

Мы занимаемся и работами по продлению сроков эксплуатации атомных блоков. Причем не просто изучаем возможности этого, но и реализуем их на практике - наши специалисты разработали систему для так называемого отжига корпусов реакторов, в результате чего почти полностью восстанавливаются их эксплуатационные характеристики.

Одним из наших основных направлений остаются ядерные технологии, их развитие, совершенствование. Мы не просто научные руководители таких современных проектов, как АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ, но и активные созидатели. Например, в области материаловедения – с нашим участием разработана новая марка стали, которая с помощью нанотехнологий приобретает особые свойства, а это поможет продлить срок работы корпусов реакторов до сотни лет.

Также у нас много наработок, связанных с атомными станциями малой мощности, актуальными, например, для Арктики. Там огромные расстояния, мало населенных пунктов, в основном это небольшие поселки, военные базы, и там просто не нужны большие энергоустановки. Что еще принципиально важно – в этом регионе востребованы установки, не требующие постоянного обслуживания на протяжении многих лет. В Курчатовском институте с 1970-х годов работают в этом направлении, мы создали работающие прототипы таких станций малой мощности, работающих по принципу прямого преобразования энергии. Такие реакторы по своим конструкционным параметрам обеспечивают пассивную безопасность, и кроме того, их можно изготавливать на заводе в рамках серийного производства и устанавливать практически в любом месте.

Сегодня наша атомная отрасль близка к тому, чтобы восстановить у себя полноценную систему организаций-научных руководителей. Насколько, по-вашему, это важно?

Это, с моей точки зрения, абсолютно необходимый процесс. Очевидно, что без восстановления системы научного руководства невозможны новые прорывы – ни в атомной области, ни в оборонной промышленности, ни в космической сфере. Ведь любая инженерная, технологическая, производственная структура или организация сама по себе не может, да и не должна генерировать новые идеи, поскольку она инженерно-технологически осваивает переданные ей научные результаты и отвечает за качественный, надежный выпуск конечной продукции. Поэтому она по сути своей является консервативной, и это здоровый консерватизм.

Но любой новый принцип может предложить и обосновать только наука – при полном контакте с инженерами и технологами.

Курчатовский институт выполняет эту функцию научного руководителя, и нам надо вернуться к этой системе в других областях. В военно-промышленном комплексе уже возрождается институт генеральных конструкторов и главных технологов.

- А какими Курчатовский институт видит пути развития атомной энергетики?

Нынешняя атомная энергетика построена на реакторах на так называемых тепловых нейтронах. Основным ядерным горючим для таких установок является уран-235. Но в природном уране доля изотопа уран-235 составляет всего лишь 0,7%, остальное практически целиком приходится на уран-238, и чтобы создать топливо для АЭС, необходимо получить обогащенный уран, в котором доля 235-го изотопа составляла бы уже несколько процентов.

Кстати, отечественные технологии обогащения урана тоже были разработаны в Курчатовском институте под руководством академика Исаака Кикоина. Наша обогатительная промышленность, комплекс по разделению изотопов остаются и сегодня одними из лучших в мире. У нас на подходе газовые центрифуги нового поколения, а, например, США в нынешнем году закрыли свою газоцентрифужную программу, так и не сумев освоить эту технологию.

Так вот, выжигая в реакторах на тепловых нейтронах уран-235, атомная энергетика почти не использует огромные объемы ценного сырья – урана-238. И это большая проблема с точки зрения эффективного обеспечения атомной энергетики сырьем. Но решить эту проблему можно, используя реакторы на быстрых нейтронах, как раз в них уран-238 "горит". К тому же с помощью так называемых реакторов-размножителей, или бридеров, возможно расширенное воспроизводство ядерного "горючего".

Есть еще один плюс "быстрых" реакторов. Ведь атомная энергетика оставляет отработавшее ядерное топливо, радиоактивные отходы, которые надо захоранивать, и для этого есть соответствующие технологии. Однако с экологической точки зрения это не лучший вариант, конечно.

Но можно сделать замкнутый ядерный топливный цикл - перерабатывать отработавшее ядерное топливо, выделять из него ценные делящиеся материалы, использовать их для создания нового ядерного топлива, как для реакторов на быстрых нейтронах, так и для тепловых реакторов, а опасные радионуклиды выжигать в "быстрых" реакторах. И вот тогда мы не только решим сырьевую проблему, но и придем к настоящей "зеленой" атомной энергетике в смысле минимизации радиоактивных отходов.

Россия – мировой лидер в освоении этих технологий. Мы сейчас – единственная страна, в которой работают реакторы на быстрых нейтронах промышленного уровня мощности, это реакторы БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС. Сейчас одна часть специалистов говорит, что будущее только за реакторами на быстрых нейтронах, а другая с этим не согласна. В действительности надо понимать, что наша перспективная атомная энергетика должна быть двухкомпонентной, в которой реакторы обоих типов будут взаимосвязаны. Это означает, что мы должны заниматься совершенствованием существующей базы наших водо-водяных энергетических реакторов на тепловых нейтронах ВВЭР, поскольку это массовые установки для производства электроэнергии. А параллельно выводить на качественно новый уровень "быстрые" реакторы, используя их для "дожигания" урана-238 и создания топливной базы для тепловых реакторов. И вместе мы получим полную гармонию.

Будущее энергетики связывается и с использованием термоядерных реакций. А Курчатовский институт, как хорошо известно, был родоначальником технологий и в этом направлении.

Атомная энергетика основана на использовании энергии, выделяемой при делении тяжелых атомных ядер. А основой термоядерной энергетики должно стать использование энергии, выделяемой при слиянии ядер легких изотопов водорода – дейтерия, трития. Причем в реакциях синтеза выделяется на порядки больше энергии, чем в реакциях деления, и поэтому термояд энергетически гораздо выгоднее.

Наши советские ученые из Курчатовского института предложили технологии термояда, еще в середине 1950-х была построена первая в мире установка токамак (тороидальная камера с магнитными катушками), в которой создавались условия, необходимые для протекания управляемого термоядерного синтеза. Поскольку невозможно получить материалы, которые могут удержать плазму, раскаленную до гигантских температур в десятки миллионов градусов, то в токамаке плазменный шнур удерживался мощным магнитным полем.

Но ведь надо не просто зажечь плазму, а удержать ее в течение определенного времени, чтобы плазма горела, работала, чтобы можно было получить как минимум столько же энергии, сколько было потрачено на ее зажигание. Поэтому сейчас на юге Франции, в Кадараше, с активным участием России, в том числе нашего центра, строится международный термоядерный реактор ITER. Это не термоядерная электростанция, а опытная установка, ее цель как раз и доказать такую возможность работы плазмы.

Вообще, проект ITER - это фактически переход к новым принципам овладения энергией, процессами ядерного синтеза, происходящими на Солнце, звездах. Такое трудно оценивать по каким-то шаблонам. Ведь поначалу никто не думал об экономических выгодах атомной энергетики, а сейчас – она основа современного энергетического развития.

Вопрос о том, какая будет термоядерная электростанция, - очень непростой и явно не ближайшего будущего. Но зато более близкая возможность применения плазменных технологий уже просматривается.

При термоядерном синтезе получается огромное количество нейтронов с большой энергией. Благодаря этому можно резко повысить эффективность установок, работающих на принципах деления тяжелых ядер. То есть можно создать гибридный реактор – например, термоядерный источник нейтронов окружить так называемым бланкетом, конструкцией, содержащей делящиеся ядра, например в виде жидких солей, в том числе урана-238. В Курчатовском институте уже ведутся работы в этом направлении.

С помощью жидкосолевых реакторов можно решать ресурсную проблему атомной энергетики путем использования тория-232, запасы которого на Земле велики, и превращения его в уран-233. Привлекательность концепции жидкосолевых реакторов, в отличие от традиционных реакторов с твердым топливом, заключается и в возможности изменения состава ядерного топлива без остановки реактора, вдобавок исключается накопление продуктов деления в его активной зоне. К тому же в одной и той же установке термоядерный источник может сочетаться с замкнутым ядерным топливным циклом.

Так что, на мой взгляд, гибридные реакторы – это реально достижимое использование термояда как источника нейтронов, способное приблизить, скажем так, "озеленение" атомной энергетики.

- Где, на ваш взгляд, еще могут быть найдены применения плазменных технологий?

В космосе. Мы стоим на пороге освоения дальнего космоса. Но с помощью кораблей, оснащенных только солнечными батареями, это сделать по понятным причинам будет невозможно. Нужны принципиально иные источники энергии. И сегодня, как известно, в России создается ядерная энергодвигательная установка мегаваттного класса. Подчеркну это слово – энергодвигательная. Вся современная космонавтика – это, образно говоря, полет Мюнхгаузена на ядре. То есть мы запускаем ракету, словно выстреливаем из пушки, в том смысле, что изменить траекторию "ядра" не можем. Но для освоения дальнего космоса это совершенно необходимо.

Сегодня орбита наших геостационарных спутников корректируется с помощью установленных на них плазменных двигателей, разработанных Курчатовским институтом и производимых калининградским ОКБ "Факел". Идея этих так называемых двигателей Морозова относится еще к 60-м годам прошлого века.

Но далее возможно создание мощных безэлектродных плазменных ракетных двигателей. Такие двигатели уже можно будет применять для дальних межпланетных полетов. А следующий шаг – термоядерный ракетный двигатель на основе установки термоядерного синтеза, называемой "открытой ловушкой", из которой будет истекать плазма, создавая реактивную тягу. С помощью такого двигателя можно будет ускорять или замедлять движение, маневрировать в пространстве. Это принципиальная вещь и, по существу, приведет к смене парадигмы в космонавтике.

Михаил Валентинович, в декабре 2015 года на встрече с президентом страны вы предложили принять отечественную термоядерную программу. Есть ли подвижки в этом направлении?

Да. Есть соответствующее поручение президента страны. Кроме того, в начале июня нынешнего года мы подписали с "Росатомом" соглашения о создании двух межведомственных центров – центра плазменных и термоядерных исследований, а также центра нейтринных исследований.

Мы предлагали также Российской академии наук присоединиться к проектам обоих центров, но понимания, увы, не нашли. Зато отдельные академические институты выразили интерес – Физико-технический институт в Санкт-Петербурге, Институт ядерной физики в Новосибирске просят подключить их к этой работе.

Такие центры сейчас формируются. По центру плазменных и термоядерных исследований совместно с "Росатомом" создается программа исследований, ее концепция сформирована и заслушана на соответствующих научно-технических советах. Сейчас эта концепция направлена президенту страны.

Вы говорили о "курчатовском эволюционном древе" ядерных реакторов. Но на стене в коридоре возле вашего кабинета висит еще одна схема – это "древо" самых разных технологий, вышедших из стен Курчатовского института. Там есть, например, и то, что сейчас называется технологиями живых систем.

Мало кто знает, но отечественная молекулярная биология начиналась тоже в Курчатовском институте, в его радиобиологическом отделе, созданном по инициативе Курчатова в 1958 году.

Дело в том, что для понимания действия радиации на живые организмы было необходимо знать их устройство на молекулярном уровне. Курчатов, Александров в то время, когда были гонения на генетику, спасли это направление в СССР, потому что их мнение всегда было весомо для власти. Из радиобиологического отдела вышли затем Институт генетики и селекции промышленных микроорганизмов (ГосНИИГенетики) и Институт молекулярной генетики. Сегодня науки о живом, нанобиотехнологии становятся магистральным направлением, более 70 процентов всех мировых исследований приходится именно на живые объекты. И наши отцы-основатели как в воду смотрели, выступив в поддержку работ в области биологии почти 60 лет назад.

В последние годы работы по природоподобным технологиям стали одной из визитных карточек Курчатовского института. Нет ли здесь противоречия с теми направлениями, о которых вы рассказывали?

Наоборот, в этом логика развития науки. Как я уже говорил, одним из наших приоритетов остаются ядерные технологии, атомная энергетика – это те самые тактические приоритеты, о которых мы говорили в самом начале. Однако сегодня мы стоим перед новым выбором стратегического приоритета, не менее жестким, чем в середине 1940-х. Он связан глобально с устойчивым развитием нашей цивилизации, которое невозможно без достаточного количества энергии и ресурсов. Причем речь идет не только о нефти и газе: истощаются запасы питьевой воды, пахотных земель, леса, полезных ископаемых. За них в мире уже идет острая борьба, это мы видим ежедневно. Уже многим очевидно, что сегодняшний глобальный кризис не может быть решен в существующей парадигме современной цивилизации.

Нужен качественный скачок, переход на иные принципы прежде всего производства и потребления энергии, которые тянут за собой и все остальные сферы. В созданной человеком техносфере мы используем машины и механизмы, потребляющие колоссальное количество энергии. Технический прогресс нарушил своеобразный обмен веществ природы, создав враждебные ей технологии. Эти технологии, по сути, являются плохими копиями отдельных элементов природных процессов и базируются на узкоспециализированной модели науки и на отраслевых технологиях.

В целом такое развитие было неизбежно и закономерно, оно стало платой за технический прогресс, за комфорт нашей жизни. Но в итоге влияние человека на окружающий мир уже близко к критической черте. А ведь последние десятилетия в условиях глобализации в технологическое развитие, а фактически истребление ресурсов, вовлекаются все новые страны и регионы, приближая ресурсную катастрофу.

Можно двигаться в прежней парадигме, строить все новые атомные станции и увеличивать производство энергии, исчерпывая ресурсы до конца. Но есть и второй путь - создание принципиально новых технологий и систем использования энергии через гибридные материалы и системы на их основе, то есть замена сегодняшнего конечного энергопотребителя системами, воспроизводящими принципы живой природы – на порядки более экономичные и безопасные.

Крупнейшие суперкомпьютеры потребляют десятки мегаватт энергии. И как считается, ограничение компьютерных мощностей будет связано как раз с нехваткой энергии для них. Но человеческий мозг потребляет всего десять ватт – то есть в миллион раз меньше! Сегодня развитие науки достигло такого уровня, что становится уже возможным конструировать такие природоподобные материалы и системы.

Инструмент создания новой природоподобной техносферы – конвергентные нано-, био-, информационные, когнитивные и социогуманитарные технологии (НБИКС-технологии). Именно они стали вторым важнейшим магистральным направлением научного развития Курчатовского института в последние годы.

- А как на практике выглядит конкретный НБИКС-проект?

Нанобиотехнологии уже стали новой технологической культурой, где на атомарном уровне стираются грани между живым и неживым, органическим природным миром и неорганикой. Дело ближайшего будущего – воспроизводство систем и процессов живой природы в виде синтетической клетки, массового создания искусственных тканей и органов, аддитивных технологий, использующих природный принцип формирования объектов, выращивая их, создавая под заказ.

Также активно развивается биоэнергетика, устройства, которые вырабатывают и используют энергию за счет естественных метаболических процессов в живых системах. Следующий шаг - создание искусственного интеллекта на основе когнитивных, информационных технологий и на материальной базе нано-био. Образно говоря, мы планируем создать компьютер, который и по производительности, и по энергопотреблению был бы сравним с нашим мозгом, на основе соединения новейших технологий с природоподобными.

У нас колоссальная программа исследований. Ведь в состав сегодняшнего национального исследовательского центра "Курчатовский институт" входит шесть площадок в Москве, Протвине, Санкт-Петербурге. В ближайшие пару лет мы на нашей площадке в Гатчине введем в эксплуатацию самый мощный в мире полнопоточный нейтронный исследовательский реактор ПИК, там же планируем построить новейший синхротронный источник четвертого поколения.

К нашим исследованиям мы подтягиваем и мощную образовательную инфраструктуру – недалеко от Гатчины, в Петергофе, расположен физический факультет Санкт-Петербургского университета, деканом которого я являюсь. А здесь в Москве, на базе МФТИ, мы еще семь лет назад создали первый в мире факультет НБИКС-технологий, который каждый год поставляет в Курчатовский институт порядка 50 выпускников. Еще у нас действует целая междисциплинарная образовательная школьная программа, которую мы запустили совместно с правительством Москвы и в которой сегодня участвуют почти 40 школ.

То есть, если можно выразиться одной фразой, будущее Курчатовского института – это, собственно, создание в нем самого будущего?

Я бы сказал так - созидание. Для этого у нас все есть.