7. Историческая справка (заключение).

В начале 1939 г. появилось сообщение австрийского химика О.Гана о том, что ему удалось надежно установить появление в облученном нейтронами уране изотопа бария, которого в нем заведомо не было. Это открытие было сформулировано в отчете, написанном 21 декабря 1938г., где было указано, что результат эксперимента находится "в противоречии со всем опытом ядерной физики". Поэтому открытие деления урана датируется 1938 г.

Существо явления было очень быстро объяснено. 11 февраля 1939 г. появилась статья австрийского физика Лизы Мейтнер под знаменательным заголовком "Деление ядер урана с помощью нейтронов - новый тип ядерной реакции".

Эти сенсационные сообщения вызвали бурю откликов во всем мире. 1939 г. был насыщен интенсивными исследованиями в экспериментальном и теоретическом плане. Деление урана открыло перспективы для создания источников энергии небывалой интенсивности. При этом военный аспект применения таких источников был слишком очевиден. Распад урана вызывается захватом нейтронов ядрами урана и сопровождается испусканием нейтронов, которые, в свою очередь, могут захватываться другими ядрами и опять вызвать распад. Таким образом, при некоторых условиях может возникнуть разветвляющаяся ядерная цепная реакция распада ядер урана, сопровождающаяся выделением громадных количеств энергии.

Вопросу о возможности осуществления такой реакции был посвящен расчет русских физиков Я.Б.Зельдовича и Ю.Б.Харитона в 1940г. Они показали, что, если исходить из современных, еще весьма приближенных данных о характере реакции, то ее осуществление невозможно без обогащения урана одним из его изотопов или без добавления к урану дейтерия.

Исключительно важным было также открытие Я.Б.Зельдовичем и Ю.Б.Харитоном особой роли запаздывающих нейтронов, которые при достаточно малом изменении коэффициента размножения обеспечивает повышенную инерционность системы и делают технически осуществимым управление реакцией. Было указано на эффект саморегулирования и на возможность возникновения автоколебаний числа нейтронов в материальной среде, содержащей уран. Тем самым была теоретически обоснована возможность создания ядерного реактора, т.е. агрегата, в котором осуществляется управляемая цепная реакция, и были обсуждены вопросы его безопасности. Значение этих работ в истории реакторостроения трудно переоценить.

Тем временем, в августе 1939г. французский физик Ф.Жолио-Кюри, применяя сборки твердых блоков из U₃O₈ в различных замедлителях, установил, что деление урана в центре сборки вызывает реакцию деления в ее объеме. Опыты Ф.Жолио-Кюри и его группы были запатентованы. Эти опыты показали возможность осуществления ценой реакции в слабообогащённом уране, при его размещении в обычно воде в виде блоков. Тем самым были заложены основы гетерогенной конструкции многих современных реакторов. Начало второй мировой войны (окупация гитлеровцами Франции) прервали работы Ф.Жолио-Кюри и его группы (лаборатория была разгромлена, Ф.Жолио-Кюри ушёл в подполье).

В связи со второй мировой войной работы по изучению ядерной реакции деления были повсюду засекречены, чтобы воспрепятствовать проникновению информации в Германию.

В СССР последний раз открыто эта проблема обсуждалась совещании в Москве в ноябре 1940г. И.В.Курчатов и Ю.Б.Харитон выступили на нём с докладами об условиях осуществления цепной реакции. Был поднят вопрос о выделении больших средств на постройку первого отечественного реактора. Однако, тяжёлые условия первых лет войны помешали развёртыванию в СССР работ по атомной проблеме.

В США после чрезвычайных усилий 2 декабря 1942г. в Чикаго под руководством Э.Ферми был выведен на критичность гетерогенный реактор на естественном уране с графитовым замедлителем (СР-1) –первый в мире реактор. Это была так называемая сборка нулевой мощности без специальной системы отвода тепла ;мощность реактора в момент выхода на критичность составляла всего 0,5Вт и лишь 12 декабря была доведена до 200Вт. Вслед за этим в США широким фронтом в рамках «Манхэттенского проекта» развернулись работы по созданию атомной бомбы, которая после колоссальных затрат интеллектуальных и материальных ресурсов была завершена в 1945г., после чего последовала трагедия Хиросимы и Нагасаки.

25 декабря 1946г. был выведен на критичность первый отечественный реактор, сооружённый в Москве под руководством И.В.Курчатовым и названный Ф-1 (физический первый урановый котёл). Этот реактор был первым на евразийском континенте. Несмотря на то, что в СССР в то время затрагивались огромные усилия на создание атомного оружия, велась также напряжённая работа по проблеме мирного использования энергии выделяемой при делении нейтронами ядер урана («атомной энергии»). 27 июня 1954г. была пущена на проектную мощность 5Мвт атомная электростанция, сооружённая в г.Обнинске. Эта электростанция по праву считается первой в мире атомной электростанцией (АЭС), так как функционоровавшие до этого в США, Великобритании и СССР реакторы были «холодными» и предназначались для производства плутония в военных целях. Чтобы организовать паротурбинный энергетический цикл такой АЭС, требовались высокие температуры и давление, для получения которых необходимо было решить целый ряд инженерно-технических и технологических проблем. В США проводились подобные исследования, но они были направлены на создание прототипа ядерного двигателя для подводной лодки.

В 1955г. в Женеве состоялась Международная конференция по мирному использованию атомной энергии, на которой своеобразной сенсацией был доклад отечественной делегации, посвящённой первой промышленной АЭС в Обнинске. Впервые на международном форуме физиков был поднят вопрос о перспективах использования ядерной энергии в большой энергетике мира. Несколько десятков докладов было посвящено:

• -проблемам ядерной энергетики;

• реакторам на тепловых нейтронах с графитовым и водяным замедлителем, включая тяжеловодные и кипящие;

• реакторам на быстрых нейтронах;

• прогнозированию экономики.

Однако недостаточность накопленного опыта не позволила вынести определенное суждение ни о стоимости сооружения АЭС, ни о стоимости вырабатываемой на них электроэнергии.

Через несколько лет после пуска "маленькой" АЭС начался ввод в эксплуатацию значительно более крупных, но все еще неполномасштабных АЭС: в Колдер-Холле (Великобритания), Шипингпорте (США), в Сибири (СССР) и т.д. На первое января 1976 г. во всем мире насчитывалось уже около 100 АЭС общей мощностью ≈80 Мвт. Обычным электростанциям понадобилось почти 100 лет, чтобы достичь такого уровня инженерной техники и эксплуатации, какого достигла к 1976 г. атомная энергетика.

Знаменательным этапом в развитии ядерной энергетики оказался YII Международный энергетический конгресс (МИРЭК-YII) состоявшийся в августе 1968г. в Москве, на котором впервые была организована секция атомной энергетики. Из головных докладов отечественной делегации, прочитанных на конгрессе А.П.Александровым и С.М.Фейнбергом, а также ряда докладов иностранных ученых можно было заключить, что корпусные водо-водяные реакторы с водой под давлением (так называемые ВВР или LWR) по стоимости производимой ими электроэнергии уже конкурентоспособны с тепловыми электростанциями (ТЭС), хотя капитальные затраты на их сооружение еще примерно в полтора раза выше. Из сопоставления стоимости электроэнергии на ТЭС и АЭС с LWR было показано, что обстоятельства складываются благоприятно для ядерной энергетики. Прогнозы того времени довольно твердо указывали на то, что к 2000 г. ≈20% энергии в общем топливно-энергетическом балансе мира будут составлять АЭС, а их доля в ежегодно производимой электрической энергии составит ≈50%. При этом, особая роль в развитии ядерной энергетики принадлежит реакторам на быстрых нейтронах по следующим основным причинам.

Топливом ядерной энергетики является природный уран, только 1/140 часть которого приходится на ²³⁵U, представляющий собственно ядерное горючее. Остальную массу урана составляет ²³⁸U. Он не делится тепловыми нейтронами, но при облучении в реакторе нейтронами после двух последовательных β-распадов образует ²³⁹Рu. Этот хорошо делящийся изотоп можно назвать вторичным ядерным горючим, которое после извлечения может быть повторно использовано в реакторе. Процесс облучения урана с последующим радиохимическим извлечением из него плутония и изготовления из него новых топливных элементов (твэлов) для повторной загрузки в реактор называют топливным циклом. Воспроизводство нового ядерного горючего можно характеризовать, например, следующей цифрой: подсчитано, что при современных темпах развития ядерной энергетики с реакторами типа ВВР к 2000 г. будет наработано ≈450 т плутония, если его повторно не использовать. Если коэффициент воспроизводства нового горючего, т.е. отношение скорости образования плутония к скорости сжигания ²³⁵U, принять для реакторов ВВР равным ≈0,6, то при повторном использовании плутония можно для целей энергетики употребить уже 7,5/140, т.е. ≈3,4% природного урана. Коэффициент воспроизводства для графитовых и тяжеловодных реакторов несколько повышается, особенно при применении металлического урана (вместо обычной двуокиси) и уран-ториевых композиций, однако, радикальным решением проблемы ядерного сырья является использование топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах.

А.И.Лейпунский на основании некоторых измерений и расчетов, проделанных в 1948 г., уверенно указывал, что коэффициент воспроизводства в цикле Pu-U-Pu, если его реализовывать на быстрых нейтронах, будет неизбежно превышать единицу. Это означает возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего и принципиальную возможность использования всего природного урана для целей энергетики.

Первый реактор на быстрых нейтронах "Клементина" был запущен в США в 1948 г. На протяжении 50-60-х годов в СССР под руководством А.И.Лейпунского последовательно сооружались небольшие исследовательские реакторы на быстрых нейтронах: БР-1 с ртутным охлаждением мощностью 300 кВт, сборки нулевой мощности БР-2, БР-3, затем БН-5 с натриевым охлаждением мощностью 5 Мвт и, наконец, БОР-60 с натриевым охлаждением мощностью 60 Мвт. Были сооружены АЭС с реакторами на быстрых нейтронах такого же порядка мощности: в США - EBR-2 на площадке с полным комплексом пирометаллургической переработки горючего, АЭС "Энрико Ферми"; в Великобритании - АЭС с реактором на быстрых нейтронах в Даупри (Северная Шотландия); во Франции - реактор "Рапсодия".

16 июня 1973 г. заработала самая мощная в мире АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350 в г.Шевченко. Вошли в строй установки близкой мощности: реакторы на быстрых нейтронах "Феникс" во Франции и PFR в Великобритании; Белоярская АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600.

Ядерная энергетика призвана играть немалую роль в развернувшейся в настоящее время во всем мире борьбу за чистоту окружающей среды. Дело в том, что АЭС сейчас являются наиболее "чистыми" источниками энергии: по своей природе они не потребляют кислорода атмосферы, а при нормальной эксплуатации их активные выбросы в атмосферу сведены к ничтожно малому уровню, что неоднократно проверялось в стране и за рубежом. Однако, нарушение условий эксплуатации таких установок, отсутствие знаний, потеря бдительности или небрежное отношение могут привести к катастрофическим последствиям.