Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Андрей Виноградов, к.т.н., гл. конструктор проектов  

Каждый человек, имеющий знания по ядерной физике, ядерным превращениям, знает что такое «цепная реакция деления», и что в природе есть элементы, в результате деления которых выделяется огромная энергия. Особенно это относится к элементам с самыми высокими атомными номерами и атомными весами. У этих элементов большой заряд ядра обуславливает значительные отталкивающие силы, действующие на дейтроны или протоны, но не действующие на незаряженные нейтроны.

Результаты Ферми бомбардировки урана нейтронами в 1934 году только спустя пять лет были правильно объяснены Нильсом Бором 16 января 1939 года, когда он прибыл из Дании в США. Практически с этого момента начались эксперименты по возможности использования атомной энергии, в первую очередь для военных целей. Опуская все промежуточные результаты исследований, приведу на рис.1 схему цепной реакции деления, которая уже сразу после испытания и применения атомной бомбы на городах Нагасаки и Хиросима, была публично доступна из несекретного Официального отчета о разработке атомной бомбы под наблюдением правительства США[1] (Военное Министерство, Вашингтон, Август 1945 г., Генерал-майор США Л. Р. Гроувз). 

Схема цепной реакции деления с применением замедлителя, показанная на рис. 1, представляет процессы деления ядер в активной зоне (АЗ) реактора с загрузкой ядерного топлива свыше критического размера. Т.е. от первого спонтанного деления ядра урана 235 блуждающим нейтроном, количество нейтронов постоянно увеличивается за счет большего количества урана 235 в АЗ, чем требуется для равновесной цепной реакции. Не смотря на то, что часть нейтронов может быть поглощена в уране 238 без деления, часть нейтронов может быть утеряна поглощением в конструкционных материалах, или вовсе ушла за пределы АЗ. А именно, для ограничения выделения энергии в АЗ используется специальный поглотитель нейтронов в виде стержней, которые вводятся и выводятся из АЗ. Эти стержни поглощают излишнее количество нейтронов, чтобы АЗ не пошла в разгон мощности, т.е. создается управляемая цепная реакция деления, см. рис. 2. Так стержнями поглотителями поддерживается постоянная тепловая мощность АЗ. В атомной бомбе наоборот, чем больше нейтронов поглощается с делением урана, тем больше неконтролируемый и быстрый рост выделения энергии, тем лучше и сильнее будет взрыв. Вынужденное деление происходит практически  мгновенно за время τ = 10^-14сек. 

Рис. 1. Схема цепной реакции деления с применением замедлителя [1]

 Рис. 2. Управляемая цепная реакция деления урана 235[1]

 

Особую роль в делении изотопов урана 238U, 235U и 233U нейтронами определяет энергия самого нейтрона, см. рис. 3 [2,3 и 4].

                              Рис. 3 [2,3]

Из графика, рис. 3, видно,  что ядро урана 235U (и 233U тоже) легко захватывает низкоэнергетические нейтроны n₀. Причём чем ниже энергия нейтронов n₀,  тем лучше идёт их захват. А ядро урана 238U не обладает таким свойством. Ему,  ядру урана 238U,   требуется энергия минимум 1 МэВ для пробития какой-то преграды,  которой нет у ядра урана 235U и 233U.

Поскольку  с  уменьшением  скорости  нейтронов v вероятность  нахождения  их  вблизи  ядра  возрастает, сечение  σ реакций захвата нейтронов обычно обратно пропорционально скорости v нейтронов (закон 1/v):

 

В  реальности  этот  закон  выполняется  только  в  области  низких  энергий нейтронов, т.н. холодных нейтронов. На рис. 4 показана зависимость сечения деления (расщепления ядра) 235U и 238U, 239Pu и 232Th  от энергии нейтрона (пунктиром обозначена область резонансов) во всём диапазоне возможных значений энергии нейтронов.

Рис. 4 [3]

Остановимся несколько подробнее на делении нейтронами изотопов 238U, 235U и плутония. При  увеличении  энергии  нейтронов  сечение  захвата  σ_захв,  а  следовательно,  и  сечение  деления  σ_дел уменьшается,  причем  всегда  σ_дел < σ_захв . Сечение  деления σ_дел 235U  быстрыми  нейтронами  не  велико (1,5барн). Изотоп  урана 238U,  как  упоминалось, делится  быстрыми  нейтронами  с  энергией >1 МэВ. Сечение  деления 238U быстрыми нейтронами примерно в 1,5-2 раза меньше, чем для 235U при энергии нейтрона 2-5МэВ.

Цепная реакция деления урана характерна только для реакторов с критической загрузкой урана. Если количество урана меньше критической массы, то никакой цепной реакции не будет, нейтронов будет мало, и энергия вырабатываться не будет. Ферми бомбардировку урана нейтронами в 1934 году производил от источника нейтронов, а не нейтронами, которые получаются в результате деления урана.

Кратко про нейтрон

Отсутствие электрического заряда у нейтрона затрудняет не только его обнаружение, но и управление им. Единственный способ управления свободными нейтронами - поставить на их пути ядра, которые будут их замедлять, и отклонять или поглощать, при столкновениях. Если нейтрон поставить в поток заряженных или незаряженных частиц, то нейтрон постепенно под действием ударов этих частиц будет разгоняться и двигаться в потоке вместе с ними. При этом, заряженные частицы, такие как электрон, могут просто  разгоняться до больших скоростей (десятки км/сек) в потоке электрическим полем. Надо также не забывать о групповом поведении частиц в потоке.

Нейтроны обычно получают бомбардировкой бериллия или бора естественными альфа-частицами или бомбардировкой подходящих мишеней протонами или дейтронами. Самым обычным источником нейтронов является смесь радия и бериллия, что использовали ещё в 1934 г., где альфа-частицы радия и продуктов его распада проникают в ядра бериллия Be⁹, которые затем отдают нейтроны и превращаются в устойчивые ядра обыкновенного углерода C¹². Есть и другие способы получения свободных нейтронов, в которых в качестве мишени участвуют дейтерий, литий, бериллий или бор. Чтобы получать высокие значения сечений деления 235U нам надо иметь холодные нейтроны, см. рис. 4. В конце 60-х годов 20-го века на кафедре академика Николая Антоновича Доллежаля в Московском высшем техническом училище им.Н.Э.Баумана был создан генератор холодных нейтронов. Это техническое решение позволяло создавать поток нейтронов с температурой от температуры кипения жидкого азота до плюс 20 ⁰С. Теперь надо решить вопрос как доставить холодный нейтрон в активную зону.

 

Возможность управления цепной реакцией деления

Первый атомный котел (так называли в США первые атомные реакторы) был собран и запущен без знаний о возможности управления цепной реакцией, т.е. делали всё вслепую. Подробно и доходчиво о возможности управления цепной реакцией изложено в Главе 15. ЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ [3], поэтому нет необходимости в повторении.

Отмечу главное, ссылаясь на эту публикацию[3], далее номера формул тоже соответствуют этой статье:

1. Для  цепного  процесса,  у  которого  время  нейтронного  цикла  τ ≈ 10^-3  с.  Такая  величина  τ характерна  для  реакторов  на  тепловых  нейтронах.  Если  коэффициент  размножения k=1,005,  то  за  одну секунду число нейтронов, согласно (7)[3]. увеличится в

(10)[3]

 

В  такое  же  число  раз  возрастет  количество  делений  в  единицу  времени  и,  следовательно,  мощность установки.  Управлять  таким  процессом  невозможно  и  в  контролируемой  установке  превышение k  над единицей  всего  на 0,5%  недопустимо. 

2. Действительно, число нейтронов в активной зоне в данный момент времени

может быть представлено следующим образом:

Ni+1=Np+Nd, (11)[3]

где: Np – количество мгновенных нейтронов (p – prompt), возникших непосредственно в момент деления ядер; Nd –  количество  запаздывающих  нейтронов (d – delay),  возникших  из  осколков  деления  в  результате запаздывающего  энерговыделения[3]. 

Разделив  равенство (11)  слева  и  справа  на  количество  нейтронов Ni  в предыдущем  цикле  и  учитывая  определение (2), что отношение числа нейтронов последующего поколения Ni+1 к их числу в предшествующем поколении Ni во всем объеме активной зоны, называемое коэффициентом размножения нейтронов k:

k = Ni+1/ Ni,  (2)[3]

 получим,  что  коэффициент  размножения  может  быть представлен в виде суммы двух слагаемых:

k= kp + kd, (12)[3]

из  которых  первое kp является  коэффициентом  размножения  на  мгновенных  нейтронах,  а  второе – kd коэффициентом  размножения  на  запаздывающих.

Цепной  процесс  на  одних  только  мгновенных  нейтрона  является  подкритическим,  и  управление процессом осуществляется с помощью изменения количества запаздывающих нейтронов. Если kp становится равным или больше единицы, что соответствует k ≥ (1+β), где β- доля запаздывающих нейтронов в полном числе вторичных нейтронов деления. то цепной процесс становится неконтролируемым (т.е. получим бомбу).

Найдем  среднее  время  τ0 нейтронного цикла  с учетом  запаздывающих нейтронов. По правилу нахождения среднего

τ0 = (1 – β)τp + βτd, (14)

где τp – среднее время жизни мгновенных нейтронов, а τd – запаздывающих. Например, среднее время жизни запаздывающих нейтронов для 235U составляет τd =13 с и для τp ≈ 10^-3 с, то получим, что

τ0 = 10^-3 + 0,085≈ 0,085 с, (15)

Из  приведенного  примера  следует  важный  вывод  о  том,  что  среднее  время  нейтронного  цикла  цепного процесса определяется средним временем жизни запаздывающих нейтронов и не зависит от времени жизни быстрых, но при условии k < (1 + β). Используя в примере (10) время τ = τ0 = 0,085 с получим, что за одну секунду  мощность  цепного  процесса  увеличится  всего  на 6%,  что  не  представляет  проблем  для управления процессом.

Идея атомного реактора с загрузкой урана меньше критической

Деление одного ядра урана сопровождается выделением энергии около 200 МэВ, или 1 МэВ на нуклон. Соберем АЗ из такого количества обогащенного изотопом 235U, которое обеспечит нам требуемую мощность, к примеру, 5 МВт. Добавим количество урана на выгорание за срок непрерывной работы, к примеру, на срок 3 года. Для деления ядер этого урана будем впрыскивать в АЗ нейтронов столько, чтобы обеспечит требуемую плотность нейтронного потока для деления ядер урана. При этом учтем, что и при делении ядер урана тоже выделяется какое-то количество нейтронов. Впрыскивать в АЗ будем холодные нейтроны, поскольку сечение расщепления ядра 235U будет максимальны, см. рис. 4. Как доставить холодные нейтроны к ядрам 235U, находящимся в АЗ? Один из вариантов, это можно сделать с помощью потока газового теплоносителя, поступающего в АЗ. А ещё лучше, с помощью иономодифицированного теплоносителя, в котором есть свободные электроны, способные разгоняться под действием электрического поля, и которые в процессе своего движения будут затягивать, и разгонять нейтроны, одновременно с инертными ядрами газа, например, углекислого газа CO₂. Конструктивно всё это достаточно легко реализовать. Тепловую мощность АЗ поддерживать на заданном уровне можно управлением количества впрыска холодных нейтронов.

И что от такого реактора мы будем иметь? В первую очередь за счет меньшей загрузки урана в АЗ масса установки будет весить не более 1-2 тонн, анне 30-40 тон, как для критической загрузки, например, «Атомного двигателя Виноградова»[5]. Дадим условное название такому микро реактору «Реактор с впрыском нейронов» (РВН).

По условиям применения РВН сегодня можно выделить две области двойного назначения: РВН для летательных беспилотных аппаратов; РВН для подводных беспилотных аппаратов.

РВН для летательных аппаратов

Для летательных аппаратов РВН используется для нагрева рабочего тела в прямоточных реактивных двигателях. В качестве рабочего тела используется обычный воздух. На рис. 5 представлена упрощенная схема прямоточного реактивного двигателя (ПРД) с РВН.

Рис. 5. Прямоточный реактивный двигатель с РВН.

Где: 1 - воздухозаборник; 2 - генератор холодных нейтронов с системами холодильников и впрыска их в поток в канале 3; 4 - генератор свободных электронов с системой их впрыска в канал разгона; 5 - блок сеточного разгона электронов в группе частиц в канале; 6 - активная зона из шаровых твэлов с гидродинамической прозрачной оболочкой; 7 - корзина активной зоны; 8 - напорная камера прямоточного реактивного двигателя; 9 - сопло.

Принцип работы ПРД достаточно простой. Набегающий поток воздуха создаёт в канале разгона избыточное давление. Под действием этого давления воздух поступает на вход АЗ, и, проходя в зазорах между шаровыми твэлами и зазорах их гидродинамической прозрачной оболочки, нагревается до 1400-1500 ⁰С. Герметичные оболочки шаровых твэлов сделаны из молибдена, выдерживающий рабочую температуру до 1600 ⁰С. Для работы РВН в воздушный поток перед АЗ впрыскиваются холодные нейтроны, которые создают генераторы холодных нейтронов, расположенных по окружности разгонного канала. По цилиндрической поверхности канала в его начале имеется система т.н. скольжения пограничного слоя потока воздуха (на рис. 5 не показана), которая делает градиент скорости у стенки канала таким, что локальная скорость воздуха ближе к стенке больше скорости по оси канала. Это особенность заставляет нейтроны в потоке диффундировать с поверхности генераторов нейтронов и от стенки канала к его оси. Средняя скорость набегающего воздуха в воздухозаборник, и скорость в канале разгона около 1300 м/с. При длине АЗ и канала разгона 0,75 + 2,25 м время прохождения молекул воздуха и холодных нейтронов через АЗ составляет не более 0,0023 с. Нейтрон с начальной температурой 10 ⁰К не успеет сильно нагреться. Поэтому нейтрон сохранит своё сечение расщепления ядра около 1000 барн. 

Холодные нейтроны в АЗ будут достаточно свободно проникать через тонкую молибденовую оболочку шарового твэла и захватываться ядрами 235U. Вместе холодные нейтроны с нейтронами деления ядер урана должны создавать нейтронное поле, которое обеспечит требуемое энерговыделение в АЗ.  Воздух с температурой около 1500 ⁰С поступает в напорную камеру реактивного двигателя, а оттуда через сопло вылетает наружу, создавая требуемую тягу. Нейтроны, которые не захватились ядрами урана пролетают через сопло в открытый воздух, где они в основном захватываются ядрами азота, которые превращаются в обычный стабильный изотоп углерода (создавая видимую копоть).     

С момента рождения идеи создать атомный реактор со значительно меньшей загрузкой 235U, чем критическая, при которой идет цепная реакция деления ядер, прошло уже семь лет. Многие процессы не были известны, и первыми с этими белыми пятнами в науке столкнулись конструкторы. Действительно, Николай Антонович Доллежаль на своих лекциях всегда повторял, что с белыми пятнами в науке первым всегда сталкивается конструктор - нет формул для расчетов тех или иных технических решений. Тем не менее, за прошедшее время всё утряслось, эксперименты и исследования проведены частично. Возможно, примерно такая силовая установка испытывалась на крылатой ракете «Буревестник». Масса силовой атомной установки была значительно снижена.

 

РВН для подводных аппаратов

Для подводных аппаратов конструкция РВН приобретает черты «Атомного двигателя Виноградова», поскольку для привода водяного движителя нужен вал. Высокого к.п.д. можно добиться в одноконтурной системе охлаждения АЗ  газовым теплоносителем (рабочим телом для турбины) при температуре на выходе всего около 850 ⁰С. При такой относительно низкой температуре в середине АЗ наиболее подходящее техническое решение это разместить на одном валу, проходящем через АЗ, компрессор и турбину, соответственно, на входе и выходе из АЗ. Выход вала из корпуса АЗ сделать со стороны компрессора, что обеспечит белее холодную температуру для сальника.

Продолжение следует в следующей статье.

ЛИТЕРАТУРА

1. Г.Д. Смит. Атомная энергия для военных целей. Официальный отчет о разработке атомной бомбы под наблюдением правительства США (перевод с английского). Москва, 1946 г.

2. Деление изотопов урана 238U 235U и 233U нейтронами. Сайт «Об Атоме просто».

11 марта 2025.

3. Глава 15. ЯДЕРНОЕ ОРУЖИЕ. 15.1 Деление урана. 15.1.1 Деление атомных ядер.

4. Эффективное сечение, сечение захвата и деления. Уран-235, 238 и плутоний-239.pdf.

5. «Атомный двигатель Виноградова», ПроАтом [03/09/2019],

 http://proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8761

ТАБЛИЦА - ДОПОЛНИТЕЛЬНАЯ информация к рис.4.