Институт находится в десяти километрах от города, чтобы они оба могли развиваться, не мешая друг другу.
НИИАР растет. Все дальше уходят в лес корпуса лабораторий и установок. Где предел? Никто не знает.
- В одном уверен, - пошутил Олег Дмитриевич Казачковский, директор института, - что скоро пешком, как сейчас, территорию не обойдешь, автобусы придется пускать...
Когда Олег Дмитриевич рассказал, какие установки у них есть, я очень удивился.
- А как же любимые быстрые реакторы? - вырвалось у меня...
Вопрос не был странным. Олег Дмитриевич понял, Дело в том, что мы с ним и раньше встречались, в Обнинске.
...Еще до сообщения о пуске в СССР первой атомной электростанции жители Обнинска недоумевали: поднялась в городе большая труба, а дым из нее не идет.
Только потом они поняли, что стали свидетелями строительства АЭС!
Рядом с основным корпусом электростанции - здание чуть поменьше. Здесь установлен реактор на быстрых нейтронах - прообраз будущих реакторов для станций большой мощности.
Как раз в этом здании я впервые встретился с О. Д. Казачковским.
В Обнинск я приехал после выступления академика Мстислава Всеволодовича Келдыша на одном из общих собраний АН СССР.
- Важнейшее значение имеют исследование и создание энергетических ядерных реакторов и, в частности, реакторов на быстрых нейтронах, - сказал он. - По мнению наших физиков, решение этой задачи обеспечит широкое применение ядерной энергии, необходимость использования которой для некоторых отдаленных районов нашей страны уже сейчас очевидна.
Реактор БР-5 показывали нам начальник установки инженер Дмитрий Самойлович Пинхасик и научный руководитель профессор Олег Дмитриевич Казачковский.
Как работает обычный реактор?
- Простите, а что вы подразумеваете под этими словами? - спросит меня любой читатель, хоть мало-мальски знакомый с атомной энергетикой.
Сейчас уже существует много самых разнообразных типов реакторов. Ученые выясняют их достоинства и недостатки, чтобы выявить преимущества тех или иных ядерных установок, подсказать направление, по которому следует идти в атомной энергетике. С некоторыми из таких новых реакторов мы еще познакомились в НИИАРе.
'Обычный' - уран-графитовый реактор, который с полным правом можно назвать сегодня 'дедушкой'.
Ведь именно уран-графитовый котел был возведен под трибунами чикагского стадиона. Реактор такого типа в нашей стране впервые был запущен Игорем Васильевичем Курчатовым...
Стержни, где находится уран-238, обогащенный изотопом уран-235, помещают в активную зону, окруженную толстым слоем графита. Быстрые нейтроны, образовавшиеся при делении урана-235, стремятся покинуть эту зону, но, попав в графит, сталкиваются с ядрами углерода и отражаются назад. При этом столкновении нейтроны теряют энергию и возвращаются уже замедленными. Оказавшись вновь в стержнях, они захватываются ядрами урана-235 и вызывают их деление.
Медленные нейтроны плохо захватываются ядрами урана-238. Так зачем же он нужен в реакторе, неужели только для того, чтобы быть своеобразным носителем своего более энергичного изотопа 235? Не совсем так.
Часть нейтронов в процессе цепной реакции не успевает замедлиться в графите и сохраняет высокую энергию. Эти быстрые нейтроны и 'погибают' в уране-238, который превращается в уран-239. Ядра же этого изотопа быстро распадаются, после нескольких самопроизвольных превращений они рождают новый элемент - плутоний.
Впервые этот элемент был обнаружен в 40-х годах, так сказать, теоретически. И лишь после долгих поисков его удалось найти в природе, притом в минимальных размерах. Искусственно же, в ядерных реакторах, плутоний можно получать (и получают) в больших количествах.
Итак, в стержнях постепенно расходуется уран-235, а уран-238 'переходит' в плутоний. Но реакция не прекращается. Потому что плутоний по своим свойствам очень близок к урану-235. И теперь уже он начинает делиться, 'выбрасывая' новые нейтроны. Казалось бы, так может продолжаться вечно. Однако в стержнях скапливаются отходы - различные элементы, которые хорошо поглощают нейтроны. Реакция постепенно как бы затухает: слишком много нейтронов пропадает. Нужно заменять стержни. Их меняют не все сразу. С 'молодыми' соседствуют 'старые'. Смена идет по секциям. Это обеспечивает беспрерывную работу реактора.
Отслужившие стержни поступают на специальные предприятия, где облученный уран отделяется от плутония. Последний можно вновь использовать в качестве 'горючего'.
В активной зоне развивается очень высокая температура. Если через реактор пропустить, например, воду под большим давлением, то она нагреется, превратится в пар, который уже может вращать лопасти турбины, соединенной одним валом с генератором. Именно такая схема в первой атомной электростанции.
В реакторе есть специальные регулирующие стержни - обычно из кадмия или других материалов, которые хорошо поглощают нейтроны. Эти стержни вдвигаются, если поток нейтронов увеличивается, и выдвигаются, если он уменьшается.
...Постойте, разговор начался с быстрых нейтронов, с нового реактора БР-5, при чем здесь конструкция уранграфитового котла?
Описанный тип называется реактором на медленных нейтронах. Хотя, как мы уже видели, в нем рождаются и быстрые нейтроны, но непосредственного участия в цепной реакции они не принимают, пока не замедлятся до определенной энергии.
В таком реакторе очень плохо используется природный уран. Всего десятые доли процента. Несравненно большая его часть идет в отходы. А нельзя ли изменить положение? С этой целью советский ученый А. И. Лейпунский в 1949 году начал длительные и кропотливые исследования и пришел к выводу, что можно применять практически весь природный уран, но для этого необходимо построить реактор на быстрых нейтронах. Первый такой энергетический реактор (БР-1) появился в Обнинске в 1955 году. А мне Д. С. Пинхасик и О. Д. Казачковский спустя десять лет показывали уже реактор БР-5, который только что начал работать.
В его активной зоне нет замедлителя, да и по размерам он значительно меньше. Здесь 'господствует' плутоний. Как только его масса достигает критической величины, начинается цепная реакция.
Активную зону окружает оболочка из природного урана, ядра которого энергично захватывают быстрые нейтроны. Уран постепенно превращается в плутоний.
При этом быстрых нейтронов 'пропадает' значительно меньше, чем в уран-графитовом котле. Если там приблизительно из 100 нейтронов около 15 идет на образование плутония, то в быстром реакторе - около 50!..
В активной зоне чрезвычайно высокая температура.
Если ее не снижать искусственно, то или реактор выйдет из строя, или цепная реакция прекратится (это зависит от множества условий). Но чем охлаждать? Водой? При такой температуре и теплоноситель должен обладать сравнительно высокой точкой кипения. Если применить все-таки воду, для этого нужно гигантское увеличение давления, а значит, громоздкое оборудование.
К тому же это небезопасно. Где выход? Помог жидкометаллический теплоноситель - натрий, который кипит примерно при 900 градусах.
Реактор на быстрых нейтронах - это очередной шаг вперед в атомной энергетике. Но он требовал скрупулезных расчетов, большой изобретательности ученых и инженеров. И когда конструктивные трудности остались позади и первенец получил путевку в жизнь, стало понятно, почему в адрес его создателей посыпались многочисленные поздравления.
- Это опытная установка, - говорили в 1965 году Д. С. Пинхасик и О. Д. Казачковский. - Впереди новые работы, новые исследования, новые реакторы...
