Много веков тому назад герой греческой мифологии Прометей похитил у богов огонь и дал его людям. Конечно, мы никогда не узнаем истинного имени человека, взявшего в руки первый факел и научившего обращению с огнем своих собратьев, но сам факт сложения мифа в честь этого события говорит о многом. На протяжении сотен и сотен веков огонь служил людям не только как оружие против естественных врагов и холода, но и для приготовления пищи, производства металла, керамики, стекла, и прочее, и прочее, и прочее. Попробуйте представить себе нашу цивилизацию без всего этого.

Промышленная революция ХIХ века, переросшая в научно-техническую революцию века ХХ, привела к гигантскому росту энергопотребления человечества. Потребности в энергии продолжают расти, значительно опережая темпы роста населения планеты, очередное удвоение которого демографы ожидают к середине нынешнего века. Анализ показывает, что уровень жизни людей, ее продолжительность в той или иной стране находятся в прямой зависимости от количества энергии, потребляемой на душу населения. И вот к началу третьего тысячелетия человечество столкнулось с проблемой ограниченности запасов органического топлива (газ, нефть и уголь), которое является основой современной, главным образом, «огневой» энергетики. По оценкам специалистов нефти и газа на Земле при нынешних темпах потребления нам осталось лет на пятьдесят, угля – от силы на двести. К этому следует добавить все более заметное воздействие продуктов сгорания органического топлива на экологическую обстановку, вплоть до климатических изменений на планете. Перед человечеством со всей остротой встал вопрос о переходе на новые, желательно возобновляемые, источники энергии, причем максимально «чистые» с экологической точки зрения.

Поиски альтернативных источников энергии начались, конечно, не сегодня, и определенный прогресс в этом направлении достигнут: малые гидроэлектростанции, ветряные электрогенераторы, солнечные батареи и т. п. существуют и успешно работают во многих странах мира, обеспечивая электроэнергией дома, фермы и небольшие предприятия. Однако совершенно очевидно, что они не в состоянии удовлетворить энергетические потребности человечества в промышленных масштабах.

В середине прошлого столетия физики открыли новый, на первый взгляд неисчерпаемый источник энергии – энергия связи нуклонов в атомном ядре. Эта энергия может быть высвобождена, например, при попадании нейтрона в ядро урана и развале последнего. Это был фантастический прорыв с точки зрения перехода к совершенно новым масштабам энерговыделения. Действительно, при сжигании органического топлива (химическая реакция окисления углерода С + О₂ = СО₂) на один атом углерода выделяется энергия всего в несколько электрон-Вольт (единица измерения энергии, используемая в атомной и ядерной физике; 1 эВ – это энергия, которую приобретает электрон, пройдя разность потенциалов в 1 В), в то время как при распаде одного ядра атома делящегося материала выделяется энергия примерно в сто миллионов раз больше!

Казалось бы, проблема решена, однако, для того, чтобы, например, вскипятить литр холодной воды необходимо затратить примерно 0.1 кВт·ч энергии, что эквивалентно энергии, выделяющейся при делении 10¹⁶ (т.е. десяти миллионов миллиардов) ядер урана-235! В 1 см³ урана содержится порядка 10²² атомов, но как заставить делиться ядра в таких огромных количествах? Мать-Природа «побеспокоилась» и об этом. При развале ядра атома урана появляется несколько новых нейтронов (в среднем два с половиной при делении тепловыми нейтронами), которые могут разваливать другие ядра, осуществляя тем самым цепную ядерную реакцию, т.е. «ядерное горение» в макроскопических масштабах. Но и это еще не все.

Время жизни нейтрона в реакторе (т.е. время между появлением нейтрона и его поглощением другим ядром) составляет в среднем одну миллионную долю секунды. Это означает, что цепная реакция в объеме делящегося материала развивается практически мгновенно, т.е. взрывным образом. Возможность управления цепной реакцией деления ядер, без чего невозможно было бы создание атомных станций, обеспечена тем, что в каждом новом поколении нейтронов, нарождающихся в ходе цепной реакции, существует малая доля (меньше одного процента), так называемых, запаздывающих нейтронов, которые «вываливаются» из осколков деления ядра с задержкой порядка десяти секунд после развала ядра. Именно благодаря запаздывающим нейтронам в ядерном реакторе удается удерживать коэффициент размножения нейтронов равным единице с высокой точностью, тем самым, контролируя цепную реакцию, не допуская самопроизвольного разгона реактора. Для этого в существующих ядерных реакторах используются регулирующие стержни, содержащие ядра с большим сечением поглощения нейтронов.

Очевидно, что управление ядерным реактором дело непростое и весьма ответственное. Чернобыльская катастрофа показала, что мало обеспечить надежные технические средства контроля и управления реактором, необходимо исключить возможность несанкционированного вмешательства человека в работу реактора. Это стало еще более актуальным после событий 11 сентября 2001 года в связи с опасностью ядерного терроризма. Поэтому приоритетным требованием к ядерным реакторам нового поколения является обеспечение безопасности их эксплуатации. В связи с этим, особый интерес представляет разработка новых концепций ядерных реакторов деления с так называемой «внутренней безопасностью», в которых возникновение неконтролируемой цепной реакции невозможно в силу заложенных в их конструкцию физических принципов.

Существует еще одна проблема ядерной энергетики, которую придется решать в самом ближайшем будущем. Дело в том, что ныне действующие энергетические ядерные реакторы работают на тепловых (замедленных) нейтронах и в качестве топлива используют уран-235. Это обусловлено тем, что эффективность деления ядер урана-235 тепловыми нейтронами в тысячи раз выше, чем быстрыми, образующимися при делении ядер. Для замедления быстрых нейтронов до тепловых скоростей в реакторах обычно используют воду или графит. Беда в том, что природный уран содержит главным образом изотоп урана-238 с малой (менее одного процента) примесью изотопа урана-235, и поэтому, для производства ядерного топлива для атомных станций приходится строить специальные заводы по обогащению урана и доведению концентрации урана-235 в топливе до величины, обеспечивающей поддержание цепной реакции в ядерном реакторе. Но по оценкам специалистов мировая ядерная энергетика обеспечена разведанными запасами урана-235 только до 2035 года! Использование запасов оружейного плутония для нужд энергетики (переход на так называемое МОХ-топливо) лишь частично смягчает остроту проблемы. Тем не менее, выход есть, и он состоит в широкомасштабном переходе к ядерным реакторам на быстрых нейтронах, в которых в процесс «ядерного горения» вовлекается и уран-238. 

Действительно, уран-238 тоже может делиться в реакторе, но только достаточно быстрыми нейтронами (с энергией выше 1 МэВ), которых при делении ядер образуется не слишком много, к тому же, они быстро теряют свою энергию при рассеянии на других ядрах и, поэтому, развитие цепной ядерной реакции в чистом уране-238 невозможно. Однако существует еще и процесс захвата нейтрона ядром урана-238 с последующим превращением последнего путем двойного бета-распада в плутоний-239, который, как и уран-235, является хорошим делящимся ядерным материалом и после выделения может быть использован в качестве ядерного топлива. На этом принципе основана возможность создания замкнутого топливного цикла, когда новое ядерное горючее для реактора нарабатывается в самом реакторе.

Идея реактора-бридера на быстрых нейтронах, который нарабатывает ядерное горючее, не нова. Такие реакторы на протяжении десятков лет используются в производстве оружейного плутония для ядерных зарядов. Относительно малые размеры быстрых реакторов, достигаемые за счёт отсутствия замедлителя, позволяют использовать их и в качестве энергетических установок на атомных подводных лодках. Для снятия выделяемого тепла в быстрых реакторах вместо воды, которая является нежелательным для таких реакторов замедлителем нейтронов, приходится использовать жидкий металл, например, натрий, что связано с дополнительными технологическими проблемами, вызванными его высокой химической активностью. Поэтому на сегодняшний день в мире существуют лишь несколько исследовательских реакторов на быстрых нейтронах и нет ни одного промышленного. Создание быстрого реактора, пригодного к использованию в промышленных масштабах, является одной из актуальнейших задач ядерной энергетики. Большинство из разрабатываемых в настоящее время новых типов реакторов (так называемых реакторов IV поколения) являются реакторами на быстрых нейтронах.

Есть еще одна проблема, которая постепенно выходит на передний план по мере перехода к широкомасштабному использованию ядерной энергии – это утилизация отработанного ядерного топлива. Дело в том, что в процессе работы реактора в его топливных элементах в результате различного рода ядерных превращений образуется большое количество радиоактивных изотопов практически всех химических элементов. Со временем радиоактивные нуклиды, излучив одну или несколько частиц, переходят в устойчивое состояние, не представляющее опасности для человека. Однако период полураспада (т.е. время необходимое для того, чтобы половина исходного количества ядер распалась) сильно отличается для различных радионуклидов и может составлять от тысячных долей секунды до миллиардов лет. Основная масса радионуклидов, определяющих радиоактивность отработанного ядерного топлива, распадается относительно быстро – за десятки лет. Такие отходы могут выдерживаться определенное время в специальных хранилищах с последующим их возвратом в природную среду. Но есть небольшая часть долгоживущих радионуклидов (в основном трансураны), которые, хотя и не обладают высокой радиоактивностью, но за счет большого времени жизни (десятки и сотни тысяч лет) представляют собой основную экологическую проблему ядерной энергетики. В этой связи в последние годы активно разрабатывается концепция принудительного «дробления» (Spallation) долгоживущих радионуклидов с использованием мощных протонных ускорителей. Необходимость переработки и захоронения отработанного ядерного топлива приводит к существенному удорожанию ядерной энергетики.

Перечисленные выше проблемы ядерной энергетики удивительным образом могут быть решены, на наш взгляд, при реализации концепции безопасного реактора, предложенной в 1988 году академиком Львом Петровичем Феоктистовым. Речь идет о критическом реакторе на быстрых нейтронах с уран-плутониевым (или торий-урановым) топливным циклом, в котором ядерное горение природного урана-238 (или тория-232) происходит в виде бегущей волны, зарождающейся в одном конце протяженного цилиндрического реактора и медленно распространяется вдоль его оси. Самоподдерживающийся режим бегущей волны в таком реакторе обеспечивается тем, что ядерное горение происходит лишь в области фронта волны, названной Феоктистовым «нейтронно-делительной». Перед фронтом волны еще не наработалось достаточное количество делящегося материала для поддержания цепной реакции (плутония-239, в случае уран-плутониевого цикла, или урана-233 для ториевого цикла), а позади фронта волны цепная ядерная реакция гасится благодаря накоплению большого количества продуктов деления ядерного топлива, поглощающих нейтроны. Длина свободного пробега нейтронов в плотной среде составляет порядка десяти сантиметров, поэтому, наработка плутония эффективно происходит только вблизи фронта волны. Взрывной характер цепной ядерной реакции в таком реакторе исключен благодаря тому, что наработка плутония идет медленно с периодом полураспада почти два с половиной дня, а его «излишек» сгорает практически мгновенно.

Напрашивается аналогия с процессом горения сырого бревна, которое подожгли с одного конца. Вблизи области горения бревно постепенно высыхает и пламя смещается в новую область, оставляя позади прогоревшую древесину - пепел. Этот способ издавна используется сибирскими охотниками для организации безопасного ночлега в тайге.

Вопрос, который задал себе Феоктистов, состоял в следующем: существует ли такой самоподдерживающийся режим волны медленного ядерного горения в быстром реакторе? Иными словами, успеет ли наработаться достаточное количество плутония вблизи фронта волны, чтобы туда сместилась активная область ядерного горения до того, как на прежнем месте горение будет подавлено превалирующим поглощением нейтронов накопившимися продуктами деления?

Для ответа на этот вопрос Феоктистов максимально упростил постановку задачи. Он искал автомодельное решение (в виде бегущей волны) одномерного уравнения транспорта нейтронов в безграничной однородной среде, состоящей из урана-238. Это позволяло перейти от решения нестационарного диффузионного уравнения для переноса нейтронов к стационарному. Кроме того, Феоктистов ограничился рассмотрением сокращенной цепочки ядерных превращений, сведя систему уравнений выгорания лишь к трем главным компонентам уран-плутониевого топливного цикла, к тому же приравняв между собой сечения поглощения нейтронов рассматриваемыми ядрами. Все это позволило ему найти аналитическое решение поставленной задачи, показав тем самым принципиальную возможность режима волны ядерного горения в такой системе, оценить скорость распространения фронта горения и указать условие, необходимое для реализации такого режима. Однако при этом оставался открытым вопрос: насколько сделанные упрощения соответствуют реальной ситуации.

Более последовательная схема расчета зарождения и распространения волны Феоктистова была предложена в работах группы Гольдина. Эта модель основывалась на численном решении нестационарного одномерного диффузионного уравнения для нейтронного транспорта в двух-зонном гомогенном быстром реакторе совместно с решением системы уравнений для кинетики запаздывающих нейтронов, а также системы уравнений выгорания основных изотопов, составляющих цепочку ядерных превращений уран-плутониевого топливного цикла. Для упрощения расчетов использовалось эффективное одногрупповое приближение, в котором для вычисления одногрупповых сечений и других функционалов в качестве осредняющей функции использовалась собственная функция начальной критической сборки, полученная при решении многогрупповой однородной стационарной задачи. Результаты расчетов группы Гольдина, однако, дали по сути отрицательный ответ на вопрос о возможности реализации самоподдерживающегося режима бегущей волны ядерного горения: после инициализации цепной реакции в первой зоне реактора (зоне запала, содержащей в качестве топлива природный уран-238, обогащенный на 8% плутонием) наблюдалась наработка некоторого количества плутония во второй зоне реактора (зоне воспроизводства, изначально содержавшей только уран-238) и смещение области ядерного горения в зону воспроизводства, однако, стартовав, волна горения загасала в течение 280 дней, так и не выйдя на стационарный режим бегущей волны.

Почти одновременно с работами группы Гольдина появились работы группы Эдварда Теллера, в которых предлагалась практически та же концепция быстрого реактора с волной ядерного горения, что и у Феоктистова (без ссылок на последнего). Расчеты проводились для ториевого цикла на основе компьютерного моделирования процесса ядерного горения с использованием метода Монте-Карло. В этих работах утверждалось, что режим волны ядерного горения существует и даже предлагалась схема полностью автоматической подземной ядерной электростанции. Физика процесса горения в этих работах практически не обсуждалась.

Несколько лет спустя появились также работы группы Хироши Секимото, в которых фактически воспроизводились феоктистовская идея волны ядерного горения и предложенный им подход для проведения соответствующих расчетов, а именно, нахождение автомодельного решения диффузионного уравнения в виде бегущей волны, т.е. решение стационарного уравнения. Следует отметить, что используемая группой Секимото методика расчетов является более точной по сравнению с расчетами Феоктистова, так как в ней учитывается зависимость сечений от энергии нейтронов путем использования многогрупповых ядерных констант. Кроме того, группой Секимото рассматривалась более полная цепочка ядерных превращений топливного цикла, а задача решалась в двумерной цилиндрической геометрии, что позволяет учесть поперечную утечку нейтронов. Полученные группой Секимото результаты подтверждают существование режима бегущей волны ядерного горения в уране-238, и в то же время отвергают такую возможность для ториевого цикла.

Таким образом, результаты исследований возможности реализации самоподдержива­ющегося режима волны ядерного горения, полученные различными группами при использовании различных подходов к решению этой задачи, являются весьма противоречивыми, а иногда даже взаимоисключающими. Это означает необходимость проведения дополнительных исследований по этой проблеме.

Наша группа поставила своей целью развитие теории процесса ядерного горения в реакторе на быстрых нейтронах на основе решения нестационарного диффузионного уравнения. Инициатором проведения этих исследований в нашем Харьковском физико-техническом институте был академик НАН Украины Александр Ильич Ахиезер. Узнав о результатах, полученных группой Теллера (о работах Феоктистова и Гольдина мы тогда не знали), он сказал, что для понимания физики процесса ядерного горения нужно развивать кинетическую теорию в духе того, как это делалось ими с Исааком Яковлевичем Померанчуком еще в сороковые годы, когда по поручению Игоря Васильевича Курчатова они разрабатывали теорию ядерных реакторов, будучи сотрудниками Лабораторий №1 (УФТИ), №2 (ИАЭ) и №3 (ИТЭФ) советского Атомного проекта. В 1946 году ими была написана первая в мире монография по теории ядерных реакторов «Введение в теорию нейтронных мультиплицирующих систем (реакторов)», которая была засекречена и пролежала в сейфе более 50 лет! В 1948 году были опубликованы лишь некоторые ее фрагменты под названием «Некоторые вопросы теории ядра». Эта книга стала по сути первым учебником для будущих советских физиков-ядерщиков, которые дали ей шутливое название «Ах и Помер» по первым буквам фамилий авторов. В полном объеме монография была издана лишь в 2002 году, не утратив своей научной ценности и через 56 лет (!) после написания. К сожалению, А.И. Ахиезер не дожил до ее выхода в свет каких-нибудь полтора года. Работы по «волне ядерного горения» также пришлось вести уже без него.

Убедившись сперва в существовании режима бегущей волны ядерного горения в быстром реакторе, используя уточненную схему расчетов в духе подхода, предложенного Феоктистовым (автомодельное решение), мы перешли к решению нестационарного диффузионного уравнения переноса нейтронов в такой системе с учетом уравнений кинетики запаздывающих нейтронов, а также совместно с системой уравнений выгорания основных элементов топливной цепочки для уран-плутониевого цикла. Как было показано в нашей работе, процесс ядерного горения, инициированный внешним источником нейтронов, с течением времени переходит в режим бегущей волны, если при вычислениях осредненных одногрупповых сечений ядерных процессов учесть изменение потока нейтронов в пространстве и времени, в чем состояло важнейшее отличие нашей схемы расчетов от предложенной в работах. Этой проблемы не возникает при использовании много­группового приближения, в котором изменение нейтронного потока в системе учитывается автоматически. Следующим существенным уточнением схемы расчетов стал учет поперечной утечки нейтронов из цилиндрического быстрого реактора с использованием концепции баклинга. Это привело к значительному снижению расчетных значений потока нейтронов в реакторе и скорости движения фронта волны и позволило исследовать зависимость этих характеристик от радиуса цилиндра.

Результаты проведенных нами расчетов не только подтверждают существование режима бегущей волны ядерного горения в гомогенном цилиндрическом реакторе на быстрых нейтронах для уран-плутониевого цикла, но также позволяют проследить процесс зарождения этой волны и анализировать ее устойчивость по отношению к различного рода внешним или внутренним возмущениям в системе. Так, при резком изменении потока нейтронов в реакторе, например, при отключении внешнего источника нейтронов, наблюдаются осцилляции нейтронного потока с периодом в несколько дней, которые быстро затухают за счет отрицательной обратной связи по реактивности, а именно:  уменьшение нейтронного потока в реакторе приводит к снижению скорости выгорания плутония, а значит, к повышению его концентрации в топливе выше критической и постепенному разгону реактора, при котором поток нейтронов начинает возрастать, что в свою очередь увеличивает скорость выгорания плутония и «загоняет» реактор в подкритическое состояние, когда нейтронный поток снова падает – и так несколько раз, пока не восстановится равновесное (по соотношению наработки и выгорания плутония) состояние.

Перечислим в заключение основные характеристики быстрого реактора, работающего в режиме волны ядерного горения, хотя конкретные цифры, безусловно, будут еще меняться по мере уточнения методики расчетов и оптимизации параметров реактора, например, при использовании внешнего отражателя нейтронов, других типов теплоносителя и т.п.

Главным достоинством рассматриваемого реактора является то, что он не нуждается в оперативном управлении и является безопасным с точки зрения возникновения неконтролируемой цепной реакции благодаря наличию отрицательной обратной связи по реактивности. Он автоматически поддерживается в состоянии близком к критическому в течение длительного времени (годы), несмотря на образование большого количества продуктов деления, и, поэтому, в принципе, может быть помещен под землей, что снижает соответствующие экологические риски и повышает его защищенность от возможных террористических атак. Скорость движения фронта волны ядерного горения в установившемся режиме существенно зависит от радиуса цилиндра и в наших расчетах для цилиндра радиуса 110 см составляет примерно 22 см в год. Это означает, что такой реактор длиной 5 метров будет работать в течение примерно 20 лет без перегрузки топлива. Напомним, что топливом для такого реактора является природный или даже обедненный уран-238, разведанных запасов которого человечеству хватит примерно на тысячу лет. При этом, в процессе работы реактора нарабатывается значительное количество плутония, который впоследствии может быть использован в других реакторах (замкнутый топливный цикл). Плотность энерговыделения в активной зоне реактора составляет около 2 кВт/см³, а суммарная мощность такого реактора составляет примерно 2 ГВт. Высокая степень выгорания топлива (до 50%) позволяет утверждать, что такой реактор будет оставлять после себя значительно меньше долгоживущих радиоактивных нуклидов в пересчете на единицу выработанной им энергии по сравнению с ныне действующими реакторами. Более того, он может «дожигать» отработанное топливо других ядерных реакторов, снимая тем самым остроту экологической проблемы, связанной с утилизацией ядерных отходов.

Конечно, не все так просто с реализацией этой концепции. Пока остается нерешенным ряд вопросов по физике ядерного горения (результаты расчетов различных групп заметно отличаются между собой, особенно это касается ториевого цикла), надо изучить возможность остановки и повторного запуска реактора, влияние температурных эффектов и тому подобное. Необходимо будет решить и ряд технологических проблем, таких как надежный съем тепла с использованием жидкометаллического или газового теплоносителя. Проблема конструкционных материалов для такого реактора тоже является весьма непростой ввиду большой радиационной нагрузки на детали конструкции. Есть еще одна трудность: невозможно построить уменьшенный прототип такого реактора, так как волна горения может быть реализована только в полномасштабной конструкции.

И все же, перечисленные выше удивительные особенности и характеристики обсуждаемого реактора дают нам основания полагать, что этот тип реактора может сыграть роль «Прометея третьего тысячелетия», даруя людям надежду на решение энергетических, а заодно и экологических проблем, по крайней мере, на ближайшую тысячу лет.

Сергей Петрович Фомин, канд. физ.-мат. наук,

старший научный сотрудник Института теоретической физики им. А.И. Ахиезера, Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт».