Глава 6 ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ

Введение

Современные энергетические реакторы, установленные на атомных станциях, – это в большинстве случаев крупные, мощные аппараты, способные обеспечить электричеством обширные территории. Но наряду со «взрослыми» машинами во всем мире возвели множество «котлов-малышей», предназначенных для решения совсем других задач. И речь в данном случае вовсе не о модульных мини-АЭС (они уже обсуждались выше). Собственно, из заголовка понятно, что «малыши», о которых пойдет разговор, относятся к многочисленной группе исследовательских реакторов. Впрочем, «малыши» – название условное. Эти аппараты порой достигают весьма впечатляющих размеров, не говоря о том, что нейтронные потоки в них куда больше, чем в реакторах АЭС.
Исследовательский… Вроде бы назначение устройства прямо следует из его названия: воображение рисует команду высоколобых ученых мужей в белых халатах, в поте лица трудящихся над постановкой очередного сложного эксперимента.
Реальность же сплошь и рядом оказывается куда более прозаичной. Нет, конечно, исследовательские реакторы действительно помогают решать серьезные научные задачи, формулировка которых вгонит в ступор неподкованного человека: взять, допустим, изучение неупругого рассеяния нейтронов для исследования динамики атомной решетки и магнитных возбуждений. Но реакторы-«малыши» не только двигают вперед науку, но также используются для обыденных, рутинных дел: получения радиоактивных изотопов, легирования кремния, подготовки персонала реакторов АЭС.

За рубежом к исследовательским реакторам часто относят особый вид установок –критические сборки. В сборки тоже загружается делящийся материал (уран, плутоний) и осуществляется управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Вот только мощность подобных аппаратов очень маленькая, поэтому иностранные специалисты называют их еще «реакторами нулевой мощности». Критические сборки обычно не требуют охлаждения. Как правило, конфигурация их активной зоны легко изменяется – в этом еще одно отличие сборок от реакторов.

Монтаж критической сборки

Немного истории, порция статистики

Когда заработал первый исследовательский реактор в нашей стране? Найти ответ на этот вопрос весьма просто – достаточно еще раз заглянуть в «историческую» главу. Наш самый первый ядерный котел, реактор Ф-1, был запущен 25 декабря 1946 года на территории Лаборатории №2 Академии наук СССР (ныне – Курчатовский институт). Он является «по совместительству» и первым реактором на евразийском континенте, и, конечно, первым советским исследовательским реактором. Действительно, а как же иначе? Ведь Ф-1 позволил советским ученым впервые получить на практике уникальную информацию о характере протекания цепной реакции деления, о распределении нейтронов, об особенностях управления процессом в активной зоне; вдобавок он дал первые порции плутония для научных исследований. Сейчас Ф-1 заглушен, однако перед уходом на покой рекордсмен проработал 68 лет – больше любого другого исследовательского реактора в мире.
Со времен запуска Ф-1 и у нас, и за рубежом возвели немало ядерных «малышей»: сегодня в пятидесяти пяти странах работает около двух с половиной сотен исследовательских реакторов. Причем лидерство по этому показателю удерживает Россия: в нашей стране эксплуатируется более пяти десятков установок. На втором месте находится США, а на третьем, как ни удивительно, Китай. В целом же за всю историю мировой атомной отрасли было запущено более 750 аппаратов!

Если не учитывать критические сборки, то на сегодняшний день в России работает около трех десятков исследовательских реакторов. Еще два – ПИК и МБИР – находятся на стадии сооружения, но об этих важных проектах еще будет сказано несколько слов далее.

Еще раз про «принцип матрешки»

Одна из основных функций исследовательских реакторов – обеспечение научно-технической базы для развития «большой» ядерной энергетики. И здесь на ум сразу приходят реакторы-прототипы. Ранее уже упоминался «принцип матрешки» применительно к строительству ядерных энергоблоков: сначала запускают маленькую установку, «обкатывают» ее, и, уточнив на практике теоретические выкладки, приступают к проектированию крупного аппарата. Собственно, «котлы» подобных установок и называют прототипами, которые тоже являются подвидом исследовательских реакторов.
Пожалуй, самым титулованным реактором-прототипом является «котел» АМ-1, запущенный в июне 1954 года на Первой в мире АЭС. Стоит напомнить, что электрическая мощность Первой АЭС составляла всего пять мегаватт – совершенно «детский» показатель по меркам энергетиков. И хотя «Атом Мирный, Первый» формально являлся энергетическим реактором, в данном случае это, скорее, условность. Главной задачей АМ-1 была, конечно, не генерация тока, а получение уникальных для того времени научно-прикладных данных, не говоря уже о важном деле укрепления престижа страны на международной арене.
Неудивительно, что в 50-е годы прошлого века реактор Первой АЭС стал одной из основных исследовательских баз: с его помощью были исследованы процессы передачи тепла при кипении в активной зоне, осуществлен перегрев пара в реакторе. Полученные результаты были использованы при проектировании больших уран-графитовых аппаратов – АМБ-100, АМБ-200, а затем и реакторов типа РБМК, построенных на Ленинградской, Курской, Смоленской и других атомных электростанциях.
Помимо прочего, в конструкции АМ-1 было предусмотрено четыре горизонтальных канала для вывода нейтронов за пределы реактора. Два канала использовались для производства искусственных радиоактивных изотопов, другие два – для изучения влияния нейтронов на свойства материалов. В частности, результаты исследования структуры кристаллов хрома по рассеиванию ими нейтронов стали общепризнанным научным открытием.
Кстати, исследования на первом энергетическом реакторе проводились практически до последнего дня работы станции, остановленной в 2002 году: ядерный «котел» «старушки» – так называли Первую АЭС сотрудники – прослужил долгих 48 лет, совсем чуть-чуть не дотянув до юбилея.
В отличие от уран-графитовых реакторов РБМК-1000, у водо-водяных «котлов» типа ВВЭР не было наземного прообраза. Если не учитывать критические сборки, то «заготовками» для «вэ-вэ-эров» стали реакторы, работавшие на воде и под водой, – на первых советских атомных кораблях.
А вот для успешного продвижения быстрой натриевой энергетики пришлось создать целый ряд исследовательских аппаратов: БР-2 с ртутным теплоносителем, БР-5, после реконструкции «повышенный в звании» до БР-10, и, наконец, предпоследний прототип – БОР-60. Как известно, после «бора» зеленый свет был дан уже крупным «быстрым» проектам – БН-350, БН-600, БН-800.

Быстрый пенсионер

БОР-60, размещенный на площадке Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР – предприятие Росатома) в Димитровграде, был введен в эксплуатацию в 1969 году. «БОР» расшифровывается как «быстрый опытный реактор», а число «60», вопреки существующей в энергетике традиции, означает не электрическую мощность, а тепловую. Впрочем, электроэнергию этот котел тоже дает: БОР-60 является частью ядерной энергетической установки, которая может снабжать теплом и электричеством другие объекты НИИАР.

Блочный щит управления БОР-60

Активная зона «бора» не идет ни в какое сравнение с крупными «котлами» – это небольшой цилиндр, который поместился бы в багажнике современного джипа. Но, несмотря на маленькие размеры и почтенный полувековой возраст, установка с БОР-60 до сих пор сохраняет статус многофункциональной исследовательской площадки.
Разумеется, одной из основных задач БОР-60 была и остается отработка технологий для быстрых реакторов – как работающих, так и вновь создаваемых «котлов». В различные ячейки «бора» может быть загружено большое количество экспериментальных тепловыделяющих сборок. Еще в реакторе есть специальный термометрический канал, позволяющий размещать экспериментальные устройства непосредственно в активной зоне с выводом информации по специальным линиям связи.
С помощью БОР-60 проводят испытания тепловыделяющих элементов (твэлов) различных конструкций, изучают, как изменяются свойства материалов под одновременным воздействием радиации и горячего натриевого теплоносителя, расширяют опыт технологии радиоактивного натрия.
Сейчас «быстрое» направление рассматривается в числе самых перспективных, и реактор плотно загружен заказами. В частности, исследователи занимаются испытаниями реакторных материалов для котлов следующего поколения – БН-1200, БРЕСТ-ОД-300, СВБР. Кроме того, новые типы ядерного горючего тоже требуют изучения – твэлы с виброуплотненным МОКС-топливом для натриевых бридеров, твэлы с нитридным топливом для свинцового БРЕСТа.
В общем, работы у БОР-60 хватает – даже несмотря на то, что до его закрытия остались, по-видимому, считанные годы. Причина очевидна – возраст берет свое, а модернизация и продление эксплуатации обойдутся очень недешево. Но не все так печально: рядом строится новый исследовательский реактор МБИР – он-то и должен сменить на посту старенький «бор», получив по наследству все его задачи.

Парк реакторов

Надо сказать, что БОР-60 – далеко не единственный аппарат, работающий на площадке НИИ атомных реакторов. Вообще, эта организация была основана в 1950-х годах в Ульяновской области по инициативе Курчатова, и называлась она вначале довольно скромно: «Опытная станция по испытанию ядерных реакторов». Первым аппаратом, запущенным на территории НИИАР в 1961 году, стал высокопоточный исследовательский реактор СМ (после реконструкции – СМ-3). Будучи самым первым, СМ-3 является одновременно и одним из самых мощных: сейчас его тепловая мощность составляет 100 мегаватт – солидный параметр для исследовательской установки.
СМ-3 представляет собой водо-водяной реактор, заключенный в стальной корпус. А высокопоточным его называют за большую плотность потока нейтронов, поскольку в центральном канале за одну секунду через квадратный сантиметр площади пролетает пять квадриллионов нейтронов! Для справки: квадриллион – это единица с 15-ю нулями. Пытаться вообразить себе столь огромное число просто бессмысленно и придется поверить на слово, что это более чем высокий показатель даже по меркам реакторной физики.
Реактор СМ был лишь «первой ласточкой». Вслед за ним на площадке НИИАР построили другие исследовательские аппараты – ВК-50, МИР, уже упомянутый БОР-60, РБТ-6, РБТ-10/1, РБТ-10/2. Нельзя забывать и об особом проекте – мини-АЭС АРБУС с органическим теплоносителем, о которой рассказывалось в предыдущей главе. Итого за всю историю НИИАР в Димитровграде было запущено восемь реакторов, из которых шесть машин в строю и по сей день. Благодаря такому реакторному парку институт превратился в один из наиболее мощных научно-исследовательских комплексов Росатома.
На базе НИИАР решаются самые актуальные задачи ядерной энергетики. Здесь выполняются исследования элементов активных зон реакторов различного назначения, изучаются топливные, конструкционные и другие материалы для ядерных и термоядерных котлов; решаются проблемы, связанные с «замыканием» топливного цикла, с промышленным использованием плутония. Тут занимаются вопросами разделения и «сжигания» долгоживущих радиоактивных изотопов – и много чем еще.

Самый дорогой изотоп в мире

Одним из базовых направлений деятельности НИИАР наряду с научными исследованиями всегда была наработка радиоактивных изотопов в реакторах. В частности, российскому институту удалось стать одним из двух мировых производителей элемента, которого не существует в природе – калифорния, а точнее, изотопа каллифорния-252. Этот металл весьма примечателен в первую очередь своей ценой: благодаря ей калифорний-252 был даже занесен в Книгу рекордов Гиннеса как самый дорогой материал. Неудивительно, ведь его стоимость составляет десятки миллионов долларов за грамм! При этом калифорний-252 чрезвычайно токсичен с радиационной точки зрения, поэтому в целях безопасности для перевозки даже миллионных долей грамма этого вещества приходится использовать весьма тяжелые и прочные контейнеры.

Чем обусловлена высокая стоимость калифорния-252? Особенностями его производства. Получение этого изотопа представляет собой очень длительный процесс: мишень с плутонием приходится облучать в высокопоточном реакторе порядка… восьми лет. Затем из мишени посредством сложной химической технологии выделяют целевой компонент, тщательно очищая нужный изотоп от побочных продуктов, – на эту процедуру уходит еще несколько месяцев.

Встает естественный вопрос: нужен ли кому-нибудь этот крайне опасный и дорогущий изотоп? Как выясняется, нужен, и даже очень. Ради его приобретения заказчики готовы годами ждать в очереди. Калифорний-252 является мощным источником нейтронов, и, что особенно важно, – портативным, мобильным источником. Благодаря этому он применяется при поиске полезных ископаемых, – например, для обнаружения золота, серебра и нефти. Кроме того, калифорний позволяет осуществлять поиск дефектов в материалах – в этом деле нейтроны намного эффективнее рентгеновского излучения (о радиационной дефектоскопии пойдет речь в главе 10).

Реактор СМ-3: самый дорогой в мире изотоп получают здесь

И наконец, калифорний-252 – важный медицинский изотоп. Испускаемое им нейтронное излучение обладает отменной «убойной силой», благодаря чему калифорний используется в тех случаях, когда другие разновидности лучевой терапии оказываются бессильны: у пациента появляется шанс даже на последних стадиях тяжелых форм рака. 

Список изотопов, производимых сегодня в НИИАР, отнюдь не исчерпывается калифорнием-252. В частности, тот же БОР-60 давно приспособили для наработки других медицинских помощников – стронция-89 и гадолиния-153.

Сделать до третьего удара!

Известно, что практически с первых лет своего существования Минсредмаш (ныне – Росатом) активно участвовал в космических разработках. Среди ряда программ, реализуемых совместно с «космическими» НИИ, один проект особенно выделялся своей сложностью и амбициозностью, – а именно, проект ядерного ракетного двигателя. 

Понятно, что конструирование реактора, который толкал бы вперед космический аппарат, легкой задачей не назовешь. Перед изготовлением «летучего котла» и его запуском в космос следовало проверить всю технологию на Земле. Вот только знания, накопленные атомщиками, оказались применимы к космическому модулю лишь частично. Например, для ракетного реактора пришлось подыскивать принципиально новый тип топлива, способный работать в условиях тысячеградусных температур. В итоге было предложено использовать композитный материал из соединений урана и вольфрама с углеродом (карбидов): кристаллы карбида вольфрама придавали необходимую прочность и жаростойкость, а карбид делящегося материала – урана – заполнял пространство между ними. 

Чтобы сделать реактор компактнее, в качестве замедлителя решили использовать устойчивое соединение циркония с водородом – гидрид циркония. Ну а элементы, управляющие ядерной реакцией, вообще вывели наружу: в бериллиевый отражатель нейтронов, окружающий реактор, были вделаны особые барабаны, покрытые с одной стороны слоем материала, поглощающего нейтроны. В зависимости от угла поворота барабанов нейтронный поток увеличивался или затухал.

Эти и прочие инновационные решения нужно было как следует отработать, для чего понадобились совершенно особенные исследовательские «котлы». На начальном этапе космический проект курировал лично Курчатов: в 1958 году он дал группе ученых задание сконструировать аппарат ДОУД-3. Причем эта абракадабра расшифровывалось как «сделать реактор до моего третьего удара» – такое шутливое название котлу дал сам Игорь Васильевич, уже перенесший к тому моменту два инсульта. Позднее ДОУД-3 получил более строгое официальное наименование «ИГР» – импульсный графитовый реактор.

Раз уж об этом зашла речь, следует пояснить: импульсными называют такие «котлы», в которых генерируются кратковременные импульсы потока нейтронов, – соответственно, мощность реактора мгновенно нарастает и так же быстро гасится.

К сожалению, великий ученый ушел из жизни до того, как проект был завершен: ИГР запустили в 1960 году уже без Курчатова. А с 1962 года в этом реакторе начали испытывать первые модификации «космических» тепловыделяющих элементов. Примечательно, что, как выявилось впоследствии, реактор ИГР существенно превосходил по своим характеристикам и возможностям созданный примерно в те же годы и для аналогичных целей американский реактор TREAT.

Однако ИГР не позволил получить всех нужных данных – для продолжения работ понадобился новый экспериментальный аппарат, в котором бы воспроизводились принципиальная конструкция, материалы и размеры активной зоны реактора ядерного ракетного двигателя. Следующему котлу присвоили индекс ИВГ-1. Его энергетический пуск состоялся лишь в 1975 году; столь большой разрыв по времени между ним и предшественником-«ДОУДом» был оправдан необходимостью завершения работ на сложном стендовом комплексе «Байкал-1». 

«Байкал-1»: прячемся под землю

В случае с «Байкалом» речь идет о, без преувеличения, уникальном объекте, который обеспечивал не только технические возможности и удобство проведения испытаний, но и их максимальную безопасность. И в самом деле, «Байкал-1» – не просто установка. По масштабам это самый настоящий завод, включающий большое число наземных и подземных сооружений, зданий и систем, десятки километров водоводов с насосными агрегатами, линии электропередач с трансформаторными подстанциями, наземные баллоны высокого давления для воды и азота, средства автоматики и дозиметрического контроля, надреакторные и подреакторные устройства для замены компонентов активной зоны, хранилища «свежих» и отработавших тепловыделяющих сборок и так далее. На большой глубине, в скальных породах разместили сферические емкости объемом девятьсот кубометров для хранения взрывоопасного водорода, сжатого давлением в триста пятьдесят атмосфер. (К слову, такое давление существует на глубине 3,6 километра под водой).

Географически это обширное хозяйство расположилось на всем известной площадке в Казахстане – на Семипалатинским испытательным полигоне, всего в пятидесяти километрах от места, где была взорвана первая советская атомная бомба. Поэтому после распада СССР весь исследовательский комплекс автоматически стал не нашим, а «заграничным».

Основой комплекса «Байкал-1» стали две шахты, одна из которых соединялась с резервуаром, заполненным газообразным водородом. Реактор опускали в шахту козловым краном, расположенным на поверхности. После запуска к реактору подавали водород, который разогревался в активной зоне до температуры выше 2700 градусов и огненной струей вырывался наружу. Хотя радиоактивность истекающих газов была не очень большой, в зоне радиусом полтора километра, охватывающей шахту, запрещалось находиться в течение суток, к самой же шахте нельзя было приближаться целый месяц. Между шахтами находился бункер с приборами, и еще один бункер поставили на расстоянии в несколько сотен метров – там размещался пульт управления. К пульту из безопасной зоны под землей вел полуторакилометровый тоннель, по которому специалисты и ходили «на работу».

Верхушка айсберга: наземная часть комплекса «Байкал-1»

Реактор ИВГ-1 отслужил на «Байкале» по полной программе: за тринадцать лет эксплуатации в рамках проекта по созданию ядерного ракетного двигателя в котле были испытаны четыре опытные активные зоны, более двухсот тепловыделяющих сборок, – в общем, проработаны основные вехи маршрута.
Вооружившись данными, полученными на ИВГ-1, конструкторы приступили к созданию последнего прототипа – реактора, который уже полностью соответствовал реальным «космическим» условиям работы. Этот аппарат назвали ИР-100 (его «полное имя» несколько сложнее: 11Б91-ИР-100); данный проект также известен как ИРГИТ. Впрочем, так ли существенна вся эта мешанина индексов и обозначений? Куда важнее результат: в 1978 году на той же площадке – комплексе «Байкал» – состоялся успешный энергетический пуск реактора ИРГИТ.
В результате многолетних испытаний, которые завершились лишь где-то в 1984 году, было сделано все необходимое: «рабочий» ядерный ракетный двигатель был готов! Теперь наши ученые имели на руках все козыри, и оставалось предпринять самое последнее усилие – сконструировать ракету-носитель и, наконец, запустить реактор в космос. Однако до запуска дело так и не дошло. Экономический кризис, Чернобыль, последующий развал большой страны – все это вынудило специалистов, вложивших в проект все свои знания и опыт, остановиться буквально в двух шагах от намеченной цели.
И мечты о полетах в Солнечную систему на «атомной тяге» отложили в о-о-очень долгий ящик. Хотя… отложить-то отложили, но крест на теме не поставили! Впрочем, о том, что происходит в ядерно-космической сфере сейчас, в новом веке, еще будет сказано в главах 10 и 11.

Космический «цветочек»

Работы Росатома-Минсредмаша по «космическому» направлению не упирались в один лишь ядерный ракетный двигатель. Значимым проектом стало и создание «атомных батареек» – устройств, предназначенных для выработки электроэнергии в открытом пространстве. Тут в качестве одного из базовых вариантов рассматривались радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РИТЭГи), в которых электрический ток вырабатывается за счет тепла, выделяющегося при радиоактивном распаде (об этих устройствах рассказано в главе 10).
Но что делать, если требуются не ватты, а киловатты энергии? РИТЭГи здесь не спасут – тут вновь нужны ядерные реакторы, а точнее ядерные энергетические установки.
Принцип работы стандартного «земного» ядерного энергоблока излагался ранее: берется рабочее тело – вода, эта вода нагревается в реакторе, преобразуется в пар, который поступает на турбину, вырабатывающую электричество. Подобная установка содержит контуры, по которым циркулирует теплоноситель, в ней много вращающихся частей (в насосах, турбинах, электрогенераторах). Для космоса такие конструкции не очень-то годятся: чтобы уменьшить вероятность поломки, желательно свести к минимуму число движущихся деталей и по возможности обойтись безо всяких жидкостей.
Можно ли это сделать? Можно. Для этого следует прибегнуть к прямому преобразованию энергии, то есть сразу превращать тепло, выделяющееся в ходе цепной реакции деления, в электрический ток – без «посредников».
Первая в мире установка, реализовавшая данный принцип, была запущена в Курчатовском институте в августе 1964 года; ее назвали «Ромашкой». Основным узлом «Ромашки» стал реактор-преобразователь на быстрых нейтронах. Тепловыделяющие элементы (твэлы) у него оказались специфическими: их изготовили в виде дисков из карбида урана с весьма высоким – девяносто процентов – содержанием урана-235. Активную зону мини-котла «окольцевали» бериллиевым отражателем. На внешней поверхности отражателя расположили термоэлектрические элементы, изготовленные из полупроводникового кремний-германиевого сплава, устойчивого к высоким температурам.
Работала эта «кухня» следующим образом: в процессе работы реактора твэлы нагревались до очень высокой температуры в две тысячи градусов. Выделяемое твэлами тепло передавалось непосредственно к термоэлектрическим элементам. Последние, в самом упрощенном изложении, функционировали по принципу обычной термопары (в которой электрический ток возникает за счет разницы температур).
Избыточное тепло, которому «не удавалось» превратиться в ток, отводилось наружу. Для этого «Ромашку» снабдили пластинами (ребрами), с которых тепловая энергия излучалась прямо в открытое пространство. Очевидно, благодаря этим пластинам, которые опоясывали установку подобно лепесткам цветка, «Ромашка» и получила свое название.

Реактор «Ромашка», опоясанный ребрами-излучателями

После того, как аппарат вывели на номинальную электрическую мощность, он успешно проработал в непрерывном режиме в течение пятнадцати тысяч (!) часов, что намного превысило ожидания конструкторов (поначалу специалисты рассчитывали лишь на тысячу часов). Правда, Землю «Ромашка» так и не покинула. В космос полетели другие аппараты – реакторы «Бук» и «Топаз», но о них разговор еще впереди – в главе 10.
Даже несмотря на продвинутые полупроводники, эффективность превращения тепла в электричество у «Ромашки» была невелика: коэффициент полезного действия составил всего пять процентов, в то время как у энергоблоков современных АЭС он превышает тридцать процентов. Впрочем, низкий КПД является общей характерной чертой аппаратов с прямым преобразованием «градусов в киловатты», и по меркам тех лет даже пять процентов были очень неплохим показателем. Во всяком случае, наши разработки не уступали американским аналогам.

На Женевской конференции, проведенной вскоре после запуска реактора с «цветочным» именем, с докладом по «Ромашке» выступил наш выдающийся ученый Н.Н. Пономарев-Степной (ныне академик). Вдруг во время его речи делегат из США, тоже специалист по ядерно-космическим установкам, схватился за карман, извлек оттуда таблетку и положил под язык. Позже выяснилось, что зарубежному коллеге стало плохо не случайно. Виновником оказался переводчик: когда речь зашла о запуске реактора, толмач перевел слово «запустили» как «launched». Но по-английски «launch» означает… запуск в космос! Вот американец и решил, что СССР уже вывел реактор на орбиту, – и «выпал в осадок», осознав, насколько Штаты отстали в этой области.

Экскурс по древнегреческим мифам

Вообще говоря, Курчатовский институт стал стартовой площадкой для многих интересных проектов. Можно вспомнить, к примеру, о токамаках, конструкцию которых использовали в качестве прообраза первого экспериментального термоядерного реактора – ИТЭРа. А если говорить об исследовательских реакторах, то сегодня на территории Курчатовского института имеется четыре действующих аппарата: «Аргус», «ИР-8», «Гидра» и «ОР».
Пожалуй, исследовательский гомогенный ядерный «котел» «Аргус», запущенный в 1981 году, заслуживает отдельных слов. Людям, интересующимся древнегреческой мифологией, имя должно быть знакомо: Аргус – многоглазый великан, которого богиня Гера приставила неусыпным стражем к нимфе Ио, превращенной в корову. Не вполне ясно, чем руководствовались разработчики, выбрав такое название, ведь «Аргус», в отличие от мифического персонажа, никакой не великан, а, наоборот, маленький реактор тепловой мощностью всего двадцать киловатт.
И в то же время «Аргус» – необычный аппарат. О гомогенных реакторах в тексте еще не упоминалось; что же это за «котлы» такие? Их главное отличие от других ядерных реакторов заключается в отсутствии тепловыделяющих элементов (твэлов). Активная зона «Аргуса» представляет собой… жидкость: двадцать два литра раствора соли урана (уранилсульфата) в воде заливают в стальной бак, извлекают борные регулирующие стержни, и – цепная реакция пошла! Таким образом, в «Аргусе» ядерное горючее равномерно распределено по объему – специалисты говорят, что оно «гомогенизировано». Идет цепная реакция, раствор разогревает сам себя, а за охлаждение отвечает погруженный в него змеевик.
Сам аппарат приспособили для наработки «медицинских» радиоизотопов: молибдена-99 и стронция-89. Причем «гомогенность» реактора оказалась очень кстати, ведь исходным материалом, из которого получают нужный изотоп, служит само ядерное топливо – растворенный уран. А это значит, что для «Аргуса» не требуется специальным образом подготовленная мишень: процесс облучения идет во всем объеме активной зоны! Извлечь наработанные изотопы из раствора урановой соли непросто, но росатомовские технологи справились с этой задачей. И надо отметить, что с технической точки зрения решение найдено весьма красивое: вместо того, чтобы периодически сливать отработавший раствор и заниматься переработкой высокоактивной среды, просто взяли и вывели из реактора две петли.
Итак, когда реактор работает, ядра урана-235 делятся, и в растворе накапливаются продукты деления. К ним, к этим «осколкам», относятся и нужные изотопы – молибден-99, стронций-89. Раствор выводится из реактора по петлям, прокачивается через сорбент, на котором накапливается молибден (либо стронций), и поступает обратно в котел; и все это без остановки реактора! Подобную манипуляцию можно провернуть только на «Аргусе».
Конечно, пришлось повозиться с сорбентом, но в итоге добились того, чтобы сорбент избирательно «выхватывал» из раствора нужный радиоизотоп, а уран и прочие продукты деления пропускал через себя и возвращал назад в реактор.
Завершая разговор об этом «котле», можно упомянуть, что судьба «настоящего» Аргуса была печальна: чтобы освободить Ио, один известный мифологический персонаж в крылатых сандалиях усыпил и убил великана. В отличие от него курчатовский «Аргус» живет и здравствует: аппарат по-прежнему находится в эксплуатации.

Стрельба по мишеням

Протекание цепной реакции деления в активной зоне сопровождается испусканием нейтронов. Нет нейтронов – нет деления. Поэтому реактор является генератором нейтронного потока, и это справедливо для любого работающего ядерного котла. А значит, каждый реактор – что мощный энергетический аппарат, что исследовательский «малыш» – представляет собой своеобразную фабрику по производству нейтронов. В свою очередь, нейтронные потоки служат инструментом для решения множества задач в самых разных сферах. Их так много, что в данной главе получится окинуть взглядом лишь наиболее важные и интересные направления.
Итак, еще раз: главное оружие исследовательского «котла» – нейтроны. Пролетая через вещество, они могут взаимодействовать с ядрами атомов, буквально внедряться в них. В главе 2 уже говорилось, что избыток нейтронов в ядре может сделать его радиоактивным. Так и происходит: при облучении стабильные ядра становятся «неспокойными», превращаясь в радиоактивные изотопы.
Чуть ранее уже был начат разговор об изотопах, и есть смысл его продолжить: в конце концов, производство изотопов для медицины, промышленности, сельского хозяйства и науки является на сегодняшний день одной из основных функций исследовательских реакторов. С одной стороны, некоторые радиоактивные ядра можно получать на ускорителях, однако большинство изотопов все же удобнее нарабатывать в ядерных «котлах».
Для генерации изотопов в реакторе требуется предварительно подготовленная мишень. А поскольку речь идет не о стрельбище, то ее вид отличается от всем известного: в контексте ядерных технологий мишень представляет собой специальный контейнер, внутри которого надежно запечатан облучаемый материал. В качестве контейнеров в основном используются капсулы из очень чистого алюминия, который почти не поглощает медленные нейтроны и хорошо проводит тепло. Кроме того, алюминий – мягкий металл, что позволяет легко изготавливать капсулы нужной формы. Правда, стабильные ядра алюминия при взаимодействии с нейтронами превращаются в радиоактивный натрий-24, испускающий гамма-излучение; это накладывает определенные ограничения по части радиационной безопасности. Но если по каким-то причинам нежелательно иметь дело с «фонящим» натрием-24, можно взять контейнеры из очищенного от примесей кварцевого стекла или полиэтилена.
А что находится в самих контейнерах? Ну, в основном нейтронами «обстреливают» металлы и их соединения с кислородом (оксиды) в форме таблеток, пластинок, проволоки. Кроме того, исходный материал может загружаться в виде измельченного порошка или застывшего расплава. Например, подобным образом готовят к облучению серу: ее плавят и аккуратно разливают по алюминиевым капсулам, которые затем охлаждают и герметично запаивают. Наконец, облучать можно жидкости и даже газы, но такие мишени используются реже.

Искусство манипулировать

Соответственно, для получения изотопов мишень помещают в активную зону, выдерживают и через расчетное время извлекают наружу. Но облученная мишень – еще не тот конечный продукт, который может использоваться в деле. Поэтому рядом с реактором-наработчиком изотопов должен быть оборудован специальный участок для обращения с извлеченными мишенями. Как правило, на нем расположены так называемые горячие камеры – небольшие боксы, облицованные изнутри нержавеющей сталью. У них есть собственная система вентиляции с тщательной очисткой воздуха на фильтрах, а также детекторы для контроля отходящих газов на содержание радиоактивных веществ.
Персоналу вход в горячие камеры закрыт: радиация, испускаемая облученными мишенями, в большинстве случаев значительно превышает допустимые значения, – поэтому стены камер должны быть достаточно толстыми, чтобы поглотить проникающее излучение. Передняя стена имеет проем, закрытый мощным свинцовым стеклом, – то есть оператор видит, что находится внутри бокса. Но как управляться с мишенями, к которым даже нельзя подойти? Для этого используются копирующие манипуляторы – механические «руки», повторяющие движения оператора.

Манипуляторы неспособны в точности скопировать движение человеческих пальцев, поэтому работа с ними требует высокого мастерства. Впрочем, за годы работы при камерах сотрудники становятся истинными виртуозами. По слухам, они могут даже завязать шнурки на ботинке (вопрос, кто «забыл» ботинок в горячей камере, пожалуй, лучше оставить за рамками обсуждения).

Оператор у горячей камеры с манипуляторами

В горячих камерах мишень растворяют, а из полученного раствора химически выделяют нужный изотоп. Затем его дополнительно очищают, переводят в требуемую форму и помещают в надежный контейнер, который, с одной стороны, защищает людей от радиации, а с другой, – оберегает сам изотоп от нежелательных воздействий. Каких? Ну, допустим, транспорт, перевозящий заказчику готовый продукт, попадет в аварию, – радиоактивный материал при этом не должен рассыпаться, разлиться или улетучиться в виде газа.

Ставим диагноз и лечим!

В последние годы основное внимание сосредоточено на так называемых «медицинских» изотопах, предназначенных для диагностики и лечения заболеваний. Так, в радиодиагностике используют технеций-99m, который нарабатывается из молибдена-99, а также ксенон-133, золото-198.
В терапии применяют иридий-192, йод-125, йод-131, эрбий-169, палладий-103, лютеций-177, рений-188.
В отдельную группу выделяют рений-186, самарий-153, стронций-89, иттрий-90. Их используют для помощи тяжелым пациентам на самых последних стадиях рака: эти изотопы не могут вылечить, зато способны снизить болевые ощущения. По сути, они заменяют собой наркотики – в медицине подобное называют паллиативной помощью.

Технеций-99m – медицинский изотоп № 1. На сегодняшний день с использованием этого изотопа выполняется более восьмидесяти процентов всех радиодиагностических исследований, за что его по праву называют «рабочей лошадью ядерной медицины».
Технология получения «медицинского» технеция налажена давно. Сначала в реакторе облучают урановую мишень. Затем из мишени выделяют молибден-99, являющийся одним из продуктов деления урана-235, очищают его и фиксируют на подходящем сорбенте – материале, способном прочно удерживать молибден. Сорбент упаковывают в специальные защитные капсулы – генераторы технеция, которые везут в больницы и клиники. Молибден-99, распадаясь, превращается в технеций-99m. Таким образом, на поверхности сорбента оказывается не только прочно «привязанный» к нему молибден, но и необходимый врачу изотоп технеция. Чтобы извлечь последний из генератора, через сорбент прокачивают солевой раствор, вымывающий технеций-99m. Концентрат с технецием отправляют на участок синтеза радиофармпрепаратов – «меченых» соединений, применяемых в диагностике.

Схема производства технеция-99m

Наверное, на сегодняшний день именно медики определяют потребность в изотопах, поставляемых исследовательскими реакторами. А ведь большинство маленьких «котлов» было запущено много лет назад. Они потихоньку стареют, их останавливают и выводят из эксплуатации – один за другим. Из-за этого назревают серьезные проблемы: мировая ядерная медицина активно развивается, а число аппаратов, пригодных для производства изотопов, сокращается! Поэтому возрастает нагрузка на реакторы, остающиеся в строю: теперь они в буквальном смысле вынуждены трудиться за двоих.
Пожалуй, этот факт открывает окно возможностей для бизнеса. Следует напомнить, что в ведении Росатома находится самое большое количество исследовательских реакторов. Потребность в изотопах, во-первых, дает возможность подзаработать на мировом рынке, во-вторых, служит стимулом к строительству новых «котлов-малышей». Наконец, это шанс вывести из загона отечественную ядерную медицину, приблизить ее к уровню так называемых цивилизованных стран. И очень важно этот шанс не упустить…
Конечно, спектр «товаров», нарабатываемых в реакторах, гораздо шире. Если туда добавить и «немедицинские» изотопы, то в список, наряду с упомянутыми, войдут бром-82, кальций-45, углерод-14, хром-51, кобальт-58, кобальт-60, медь-64, медь-67, диспрозий-165, диспрозий-166, золото-199, гольмий-166, железо-59, ртуть-197, ртуть-203, никель-63, осмий-191, осмий-194, палладий-109, фосфор-32, платина-195m, рений-186, скандий-46, скандий-47, серебро-111, натрий-24, сера-35, теллур-123m, таллий-204, тулий-170, вольфрам-188… Все? Нет, не все: приведенными изотопами набор не исчерпывается…

Реактор как аппарат для радиотерапии

Итак, маленький реактор может использоваться в качестве мини-завода по производству изотопов, предназначенных как для диагностики, так и для лечения. И если говорить о лечении, то последнее заключается в воздействии радиации на пораженные органы и ткани человеческого организма. Источником же радиации, как несложно догадаться, могут быть «лечебные» изотопы, перечисленные чуть выше. С другой стороны, работающий реактор сам по себе является источником излучения. Означает ли это, что реактор тоже может быть терапевтическим аппаратом? Безусловно, да.
Среди множества разновидностей онкологических заболеваний, известных медикам, есть те, что особенно чувствительны к воздействию нейтронов. Поэтому реакторы, каждый из которых является нейтронной фабрикой, вполне могут использоваться в качестве облучающих установок для радиотерапии.
В медицине выделяют два основных варианта нейтронной терапии. Первый – это облучение опухолевой ткани быстрыми нейтронами. При их столкновении с ядрами атомов, входящих в состав ткани, выбиваются быстродвижущиеся протоны. Ядра, испытавшие столкновение с нейтронами, тоже на месте не остаются – по этой причине их называют ядрами отдачи. И протоны, и ядра отдачи обладают высокой энергией, благодаря чему способны вызывать гибель клеток опухоли, то есть оказывать лечебное действие. В частности, в нашей стране для развития данного направления использовался исследовательский «быстрый» реактор БР-10, расположенный в Обнинске, на площадке Физико-энергетического института имени А.И. Лейпунского (входит в состав Росатома).
Второй вариант лечения – нейтрон-захватная терапия. Здесь воздействию нейтронов предшествует подготовительный этап: перед тем, как запустить процедуру облучения, в организм вводят специальное соединение, содержащее стабильный изотоп бор-10, хорошо поглощающий тепловые нейтроны. Свойства фармпрепарата, к которому «цепляют» бор-10, таковы, что он избирательно накапливается в больной ткани, – в самой опухоли. И лишь после этого пациента укладывают «под луч».
Облучение осуществляется уже не быстрыми, а тепловыми нейтронами: когда они поглощаются ядром бора-10, происходит реакция, в результате которой образуются альфа-частица и ион лития-7. Эти продукты ядерной реакции обладают высокой энергией, но из-за своей большой массы быстро тормозятся окружающей тканью, пролетев буквально тысячные доли миллиметра. Иными словами, под действием нейтронов, пришедших извне, внутри опухоли появляются источники ионизирующего излучения, которое действует на очень коротком расстоянии. Такой подход позволяет облучать пораженную ткань, предварительно «впитавшую» фармпрепарат с бором-10, с минимальным вредом для здоровых органов.

При нейтронной терапии требуется тщательно выверять энергию нейтронов: слишком медленные частицы так же плохи, как и чересчур быстрые. Для того чтобы получить нейтроны с четко заданными параметрами, используют специальные фильтры, позволяющие отсечь «неугодные» частицы, не допустив их к пациенту.

Нейтрон-захватная терапия с использованием исследовательского реактора

К слову, для нейтронной терапии наряду с реакторами можно использовать нейтронные генераторы. Эти установки представляют собой ускорители, в которых заряженные частицы (например, ядра дейтерия) врезаются в специальную мишень. В результате спровоцированных ядерных реакций возникает поток нейтронов. Поскольку, как отмечено выше, главным в лечении является не количество нейтронов, а их качество, то ускорители в данной сфере являются прямыми конкурентами исследовательских реакторов – и вполне себе выигрывают соревнование. Поэтому сейчас лечение нейтронами является побочной ветвью использования «котлов-малышей». Во всяком случае, на сегодняшний день речь идет не о поставленных «на поток» процедурах, а в основном о научно-исследовательских работах.

Разбираем на элементы

Радиоактивные ядра, образовавшиеся в реакторе под действием нейтронного потока, излучают радиацию, то есть после облучения материал начинает «фонить». Причем разные элементы и «фонят» по-разному: грубо говоря, облученное железо испускает радиацию типа «А», медь – типа «Б», натрий – типа «В» и так далее.
Значит, если на руках есть материал неизвестного состава, можно сделать следующее: поместить образец в реактор и выдержать его некоторое время в активной зоне. Затем извлечь облученный продукт из реактора и проанализировать его на специальном приборе (гамма-спектрометре). По излучению, которое испускает образец, можно узнать, какие элементы в нем содержатся, и даже определить их количество. Поскольку превращение стабильных ядер в радиоактивные под действием нейтронов называют активацией, то метод наименовали соответственно: нейтронно-активационным анализом.
Следует напомнить, что сам реактор является источником жесткого излучения, да и облученные образцы могут представлять радиационную опасность. Поэтому здесь нельзя осуществлять процесс, как в каком-нибудь сушильном шкафу: открыть дверцу камеры, поставить в нее образец, закрыть дверцу… В случае с реактором для удобного обращения с пробами требуется специальная система подачи-выдачи. Зачастую для этого используют пневматику: образец помещают в контейнер, который кладут в трубку; по этой трубке образец заталкивается в активную зону сжатым воздухом. Извлечение происходит сходным образом. В общем, система работает по принципу пневмопочты.

Специальный пластиковый контейнер для пневматической загрузки образцов по-английски называют «кроликом» – «rabbit». Почему так? Может, по аналогии с персонажем из «Алисы в Стране чудес» – Белым Кроликом, нырнувшим в бездонную нору? Кстати, «кроличья служба доставки» нередко используется и для мишеней, предназначенных для наработки изотопов.

«Кролики» из плотного полиэтилена по виду не сильно отличаются от флаконов с таблетками

Что происходит с облученными образцами? Здесь есть два варианта: попроще и посложнее. В первом случае образец попросту измеряют на высокочувствительном гамма-спектрометре, получая нужные данные. Этот тип исследования относят к разряду неразрушающего контроля, поскольку с самим образцом ничего не делают – его никак не видоизменяют. Вариант посложнее предусматривает растворение образца и химическое разделение полученного раствора на ряд фракций; затем каждую фракцию анализируют отдельно.
Конечно, нейтронно-активационный анализ – удовольствие не из дешевых, учитывая, что в процессе задействован ядерный реактор. К этому способу прибегают лишь в тех случаях, когда нужные элементы содержатся в образце в совсем уж мизерных количествах – слишком маленьких для их определения обычными, «неядерными» методами.

Лаборатория нейтронно-активационного анализа при исследовательском реакторе

Сколько лет этому камню?

Среди прочих сфер, где могут пригодиться реакторы-«малыши», выделяется такая специфическая область, как геохронология. Это в некотором смысле «историческая» наука. Вот только занимается она изучением истории самой Земли: задачи геохронологии – изучение возраста горных пород, а также выяснение, в какой последовательности данные породы формировались. Надо ли говорить, что занятие не из самых простых: это возраст человека можно выяснить, заглянув в паспорт, а чтобы узнать, сколько лет куску камня, не обойтись без специальных методов.
Такие «часы», по которым можно было бы хронометрировать геологические события, случившиеся миллиарды лет назад, искали долго. А нашел их, сам того не зная, французский ученый Антуан Анри Беккерель (да-да, именно он, работая с солями урана, открыл в 1896 году явление радиоактивности). В последующие годы ученые выяснили, что естественные радиоактивные вещества присутствуют во всех объектах живой и неживой природы, в том числе – и в горных породах. Будучи нестабильными, они распадаются, но при этом не исчезают, а превращаются в нерадиоактивные ядра. И если определить количественное соотношение между материнским радиоизотопом и его стабильной «дочкой», то можно узнать, когда образовалась порода.
Так вот, с помощью исследовательских реакторов осуществляется редкий подвид геохронологического датирования – аргон-аргоновый анализ. Почему редкий? Да потому, что эту сложную процедуру способны осилить всего шесть лабораторий во всем мире. Метод основан на измерении соотношения двух изотопов – аргона-40 и аргона-39. Причем аргон-39 – искусственный изотоп, и для его наработки нужны «котлы-малыши». Опуская сложные подробности, можно сказать, что аргон-аргоновый метод дает куда более точный результат, чем альтернативные способы, не требующие облучения образцов в реакторе.
Вообще, подробнее о радиоизотопной датировке будет рассказано в главе 10.

Зачем кремний загрязняют фосфором?

Кремний – один из самых распространенных элементов на Земле, второй после кислорода. Мы в буквальном смысле топчем кремний ногами, поскольку этот неметалл в изобилии присутствует в грунте – песок представляет собой оксид кремния. Неудивительно, что соединения кремния давно нашли широкое применение в промышленности: в производстве посуды, стекла, строительных и отделочных материалов, ювелирных украшений.
Чистый кремний приобрел особое значение в двадцатом веке. Именно благодаря ему стало возможным активное развитие важнейшего направления – микроэлектроники. За счет своих свойств кремний является просто идеальным материалом для данной сферы, поэтому сейчас кремниевые микросхемы повсеместно используются в огромном количестве приборов – от персональных компьютеров и мобильных телефонов до сложнейших вычислительных комплексов.
Невелик секрет, что основные задачи разработчиков электроники – это, во-первых, уменьшение размеров микросхем, а во-вторых, повышение их производительности. Отсюда логичным образом вытекает стремление улучшить характеристики исходного кремния, используемого для изготовления чипов. И, как выяснилось, ядерные котлы могут оказать электронщикам большую помощь в этом деле…
Речь идет о технологии нейтронно-трансмутационного легирования, которая заключается в воздействии нейтронного потока на кремний. Как известно, этот элемент состоит из смеси трех стабильных изотопов – кремния-28, кремния-29 и кремния-30. Последний, кремний-30, находится в меньшинстве – его содержание составляет всего три процента, однако именно он является основной целью нейтронов.
Для легирования берут большой кристалл очень чистого кремния (в виде столбика диаметром 15-20 сантиметров) и помещают в реактор, где кремний облучается тепловыми нейтронами. Когда на ядро кремния-30 «натыкается» нейтрон, он захватывается ядром, и при этом образуется радиоактивный кремний-31. После того, как данный изотоп нарабатывается в достаточном количестве, кристалл извлекают наружу. В процессе облучения нужно добиться точного значения концентрации кремния-31, поэтому время воздействия тщательно выверяется.
Может возникнуть вопрос: «Позвольте, но ведь кристалл-то теперь радиоактивный?» Естественно, радиоактивный, как же иначе. Однако у кремния-31 маленький период полураспада – около двух с половиной часов. Поэтому спустя определенное время радиоактивный кремний превращается в стабильный фосфор-31, и образец перестает излучать радиацию. А затем кристалл нарезают на тонкие пластины (тем же манером, как режут картофелину, когда хотят приготовить чипсы); далее эти пластины используют для изготовления микросхем.

Получение легированного кремния

Как видно, весь сыр-бор затеян ради того, чтобы внедрить в кремний изотоп фосфора-31. На первый взгляд, не совсем понятно: в большинстве случаев вещество для улучшения характеристик подвергают очистке, а тут наоборот – специально «пачкают». Зачем же чистый кремний искусственно загрязняют фосфором? Ответ кроется в обычном учебнике по физике. Кремний используется в микросхемах в качестве полупроводника, и внедрение в его структуру чужеродного фосфора приводит к образованию так называемого полупроводника n-типа, в котором носителем заряда являются электроны. Соответственно, фосфор и служит «поставщиком» тех самых электронов.

Ценителям топазов на заметку

Любознательный ребенок, получивший в подарок микроскоп, начинает совать под объектив буквально все, что попадается под руку. Аналогичным образом вели себя и ученые, изучающие радиацию и радиоактивность: после открытия очередного вида излучения брались за исследование его взаимодействия с самыми разными объектами. Забавно, но, наверное, проще назвать те вещества, которые НЕ использовались в подобных экспериментах, чем перечислить огромное количество материалов, угодивших «под луч».
Не избежали этой участи и драгоценные камни: изумруды, рубины, сапфиры, топазы, опалы, аметисты и прочие недешевые «блестяшки». И выяснился удивительный факт – в ряде случаев воздействие излучения может сделать драгоценный камень… еще драгоценнее. Если конкретно, радиация приводит к изменению окраски минералов: таким образом, «лучевая терапия» камней позволяет получить уникальные оттенки, не встречающиеся в природе. Это, конечно же, самым благоприятным образом отражается на их стоимости.
Понятно, что никакого волшебства тут нет. Процессы, происходящие в минералах, описываются общепринятыми научными терминами. Вкратце: облучение камней приводит к образованию в их кристаллической структуре разнообразных дефектов и чужеродных ядер. Эти факторы, в свою очередь, влияют на окраску кристаллов.
Если рассматривать вопрос с точки зрения ювелирного бизнеса, то в настоящее время наибольшей популярностью пользуется обработка топазов в исследовательских реакторах, причем в отличие от кремния топазы облучают быстрыми нейтронами. Занятие весьма прибыльное, поэтому неудивительно, что заинтересованные стороны оберегают данные о параметрах облучения столь же тщательно, как военные технологии.

Строго говоря, топаз формально относится не к драгоценным, а к полудрагоценным камням – но суть-то не в этом…

Нейтроны против рентгена

Важное свойство нейтронов – способность проникать вглубь материалов, буквально пронзать их насквозь. Поэтому нейтроны можно использовать в качестве альтернативы рентгеновским лучам: и теми, и другими можно «просвечивать» исследуемые объекты, чтобы узнать их внутреннюю структуру. Причем в отличие от рентгеновских лучей нейтроны легко проходят через металлы, но при этом лучше взаимодействуют с легкими элементами, благодаря чему картинка принципиально отличается от той, которую дает рентгенография: изображение, полученное с помощью нейтронов, считается более информативным.
Наиболее продвинутая разновидность способа – нейтронная томография. В этом методе обстреливаемый нейтронами образец вращается вокруг оси, что позволяет сделать множество снимков с разных сторон и с помощью программирования выстроить 3D-модель. Принцип кажется знакомым? Все верно: данный способ является, по сути, аналогом широко распространенной в медицине рентгеновской компьютерной томографии. Отличие нейтронного анализа сводится к тому, что вращаются не детекторы, а сам «пациент», а в качестве испытуемых выступают по большей части неодушевленные предметы.

Быть рассеянным – не всегда плохо…

Впрочем, 3D-картинками сегодня уже никого не удивишь: с помощью «современных» нейтронов решаются куда более серьезные задачи и выполняются исследования материи на самом тонком уровне. Для этого используются весьма сложные методики, основанные на особенностях рассеяния нейтронов при взаимодействии с веществом.
Чтобы уловить суть в самом примитивном виде, следует еще раз припомнить, что нейтрон – незаряженная частица. Угодив в какую-либо среду, нейтрон практически не взаимодействует с электронными оболочками: он летит, пока не столкнется с ядром одного из атомов. И тут возможны варианты. В одном из них нейтрон захватывается ядром, в результате чего образуется новый изотоп (стабильный или радиоактивный). В другом варианте нейтрон, подобно упругому мячику, отскакивает от ядра. Это называется упругим рассеянием. Есть и третий вариант, промежуточный: ядро хватает нейтрон и тут же его «выплевывает», при этом забирая часть энергии; а «пожеванная», зато свободная частица продолжает свой путь – в этом случае говорят о неупругом рассеянии.
Общая идея заключается в следующем: из реактора выводится канал – что-то наподобие трубы, по которой нейтроны с заданной энергией вылетают из активной зоны. На их пути устанавливают исследуемый образец, с которым нейтроны взаимодействуют, рассеиваются. Затем рассеянные частицы, отлетающие от образца, улавливаются сложной системой детекторов, которые не только подсчитывают нейтроны, но также засекают их энергию и траекторию движения.
В целом, анализ методом нейтронного рассеяния – достаточно многогранное понятие: речь-то идет не о конкретном подходе, а о широком наборе способов, каждый из которых по-своему эксплуатирует особенности «общения» нейтронов с веществом. Здесь многое зависит от принципа детектирования и типа изучаемых образцов, а также от энергии нейтронов, которые бывают быстрыми, тепловыми, холодными, ультрахолодными и так далее.

Как правило, из исследовательского котла выводят несколько каналов для «отбора» нейтронов. Таким образом, один реактор позволяет одновременно выполнять исследования по ряду направлений, обеспечивая работой сразу несколько научных групп.

Каналы для вывода из реактора пучка тепловых нейтронов

Вникнуть в тонкости используемых методов непросто – тут требуются профессиональные познания в сфере ядерной физики. Но смысл в том, что благодаря нейтронам, в изобилии генерируемым «котлами-малышами», решается множество научных задач. К примеру, можно выяснить, в каком порядке расположены атомы и молекулы в исследуемом веществе. Здесь нейтронный анализ выступает в качестве некого подвида микроскопии, ведь с его помощью можно «прощупать» образования, чей размер не превышает десятых долей нанометра. В то же время нейтроны позволяют не только разглядеть структуру на атомном уровне, но и изучить ее динамические характеристики – иными словами, понять, как движутся атомы и микрочастицы.
С помощью нейтронов исследуют атомную и магнитную структуру материалов, изучают магнитные возбуждения в атомной решетке, слоистые композиции и поверхности, ставят эксперименты по физике частиц и фундаментальным взаимодействиям.
Развитие нанотехнологий тоже требует совершенствования знаний о свойствах материи. Методы нейтронного анализа и тут пришлись как нельзя кстати, ведь они дают возможность установить взаимосвязь между строением наноматериалов на атомном уровне и их рабочими характеристиками. Кроме того, современные исследования все больше распространяются на биологические объекты: рассеяние нейтронов, как выясняется, может здорово помочь в изучении биологических функций и процессов, протекающих в живых организмах.

Чем большие отличаются от маленьких?

В предыдущей главе рассказывалось о том, что котлы ядерных энергоблоков строят сериями, – поэтому их, в принципе, можно причесать под одну гребенку. С маленькими машинами все сложнее. Конечно, среди них тоже есть реакторы-аналоги. В частности, атомная промышленность США в свое время поставила производство некоторых исследовательских реакторов на поток: в результате в двадцати четырех странах мира было построено целых шестьдесят шесть похожих котлов – TRIGA. Эти аппараты и по сей день используются для решения всевозможных задач в государственных и промышленных лабораториях, университетах, медицинских центрах.
Минсредмаш (позднее ставший Росатомом) тоже активно продвигал отечественные атомные технологии в странах-партнерах; это коснулось и исследовательских реакторов. Здесь можно говорить о двух основных сериях – ВВР, которые не следует путать с большими энергетическими ВВЭРами, и установках ИРТ. Последнее название, кстати, расшифровывается как «исследовательский реактор типовой». Соответственно, во времена СССР котлы типа ВВР и ИРТ были запущены в Польше, Чехословакии, Венгрии, Румынии, Вьетнаме, Узбекистане, Казахстане, Болгарии, Белоруссии, Латвии, Грузии, на Украине и даже в Египте, Ливии, Ираке и Северной Корее.
Конечно, и в России есть аппараты, объединенные родственными связями. С другой стороны, многие установки создавались по специальным проектам, под свой круг задач, что заставляет относиться к ним… ну, скажем, как к отдельно взятым личностям. По этой причине рассказывать об отечественных маленьких котлах довольно сложно: слишком уж они разнообразны, особенно в сравнении с энергетическими реакторами АЭС.

Бассейн, в котором нельзя купаться

Существуют различные типы «котлов-малышей». Так, многие исследовательские аппараты имеют схожую с большими энергетическими реакторами конструкцию. В частности, построено много корпусных котлов – в них, по аналогии с рассмотренными в предыдущей главе ВВЭР, активная зона помещена в металлический корпус. Есть и канальные исследовательские реакторы: там каждая тепловыделяющая сборка находится в отдельном, «персональном» канале (правда, такие аппараты получили меньшее распространение).
Наряду с канальными и корпусными, одним из базовых вариантов для «котлов-малышей» стали реакторы бассейнового типа. И под этим действительно подразумевается самый настоящий бассейн – достаточно глубокий резервуар, заполненный водой. Вода выполняет несколько функций: она является замедлителем и отражателем нейтронов, теплоносителем, отводящим тепло от активной зоны; вдобавок толстый слой воды играет роль биологической защиты.
Когда обсуждали энергоблоки АЭС, о бассейновых реакторах даже не упоминали: котлы такого типа плохо подходят для получения тока. Ведь основным «продуктом» энергетического реактора является тепло, используемое для генерации пара, который вращает турбину. У бассейновых реакторов с этим туго: выделяемое твэлами тепло рассеивается в большом объеме воды, и коэффициент полезного действия оказывается слишком низким – использовать такие реакторы в энергетике совершенно невыгодно.
С другой стороны, вода в бассейне представляет собой емкий аккумулятор, способный вобрать много тепловой энергии, и это значительно снижает риск перегрева и расплавления ядерного топлива. Таким образом, минус с точки зрения эффективности одновременно является плюсом в отношении обеспечения безопасности.
Стенки бассейна облицованы алюминиевым сплавом или нержавеющей сталью, а активная зона расположена на дне. Для эффективного отвода тепла от активной зоны в бассейновых реакторах, как и в энергетических котлах, используются насосы. Впрочем, некоторые маломощные аппараты могут обходиться и без насосов: в этом случае охлаждение осуществляется за счет естественной циркуляции.
Конструкция исследовательского реактора бассейнового типа в обобщенном виде изображена на рисунке ниже.

Общая конструкция реактора бассейнового типа

Где живут «котлы-малыши»?

Подобно атомным станциям маленькие реакторы в нашей стране размещены преимущественно в европейской части, а именно: в Москве и Московской области, Санкт-Петербурге и Ленинградской области. Крупнейший реакторный парк росатомовского НИИАРа, о котором рассказывалось выше, «приписан» к небольшому городу Димитровграду в Ульяновской области. Есть «котел» на Урале, еще один – в сибирском Томске.
В отличие от ядерных энергоблоков исследовательские реакторы не стоят в чистом поле. По большей части они привязаны к крупным ядерно-научным центрам: Курчатовскому институту (Москва), Научно-исследовательскому институту атомных реакторов (Димитровград), Физико-энергетическому институту (Обнинск), Объединенному институту ядерных исследований (Дубна), Петербургскому институту ядерной физики (Гатчина) и другим «атомным» организациям.
Пара аппаратов располагается на территории вузов. Так, свой котел есть у Московского инженерно-физического института (МИФИ): физический пуск «учебного» ИРТ-2000 состоялся в мае 1967 года. Второй отечественный вузовский реактор, ИРТ-Т, находится в Сибири, в Томском политехническом университете.

Бассейновый реактор ИРТ-2000, находящийся на территории МИФИ

ИРТ («исследовательский реактор типовой») относится к тепловым бассейновым реакторам. Кстати, отличительной особенностью этой «марки» является закрытое толстым стеклом окно в крышке реактора, дающее возможность вживую рассмотреть, что находится внутри бассейна. А если топливо из активной зоны не выгружено, то интерьеры реактора приобретают гораздо более впечатляющий вид благодаря яркому сине-фиолетовому свету, исходящему от тепловыделяющих сборок (известный эффект Черенкова-Вавилова).

Свечение активной зоны реактора ИРТ

Понятно, что одной из главных забот вузовских аппаратов является подготовка новых кадров для отрасли: практические работы с таким серьезным «железом», как ядерный котел, позволяют существенно повысить уровень специалистов-атомщиков. Но этим функции реакторов не ограничиваются: к примеру, «МИФИческий» ИРТ-2000 активно использовался для нейтронно-активационного анализа, выполнения научных работ по различным ядерно-физическим направлениям, и даже поучаствовал в исследованиях в области нейтрон-захватной терапии.
Надо ли говорить, что не все жители Москвы в восторге от ядерных «соседей» в лице реактора МИФИ и четырех котлов Курчатовского института. И горожан, наверное, можно понять. А с другой стороны, исследовательские аппараты не являются украшением столицы или памятником старины – они нужны для решения важных научных, технических, образовательных задач.
Впрочем, то, что у одних людей вызывает страх, у других пробуждает интерес. К примеру, среди различных блогеров и других любопытствующих найдется много желающих посетить хоть один из «котлов-малышей». Спрашивается, чего ради? Ну, к примеру, возможность постоять на площадке МИФИческого реактора, расположенного посреди столицы, доступна далеко не каждому; право на подобную экскурсию можно считать своего рода привилегией. Действительно, почему бы и нет? Это в Третьяковскую галерею может пойти любой, у кого есть деньги на билет, – а на ядерный объект «непричастным» людям не так-то просто попасть.

Как отменить застройку

Северная столица по сравнению с Москвой смотрится гораздо скромнее: в Санкт-Петербурге имеется всего один «городской» исследовательский «котел». Он принадлежит Крыловскому государственному научному центру (ранее известному как ЦНИИ им. академика А.Н. Крылова). И пусть эта судостроительная организация формально не является частью Росатома, для нашей атомной отрасли она очень важна. Достаточно сказать, что «крыловцы» принимали непосредственное участие в создании атомных подводных лодок и ледоколов, начиная с самых первых кораблей и заканчивая новейшими проектами.
Упомянутая организация имеет площадку, выходящую прямо на Октябрьскую набережную Невы. Место в ракурсе петербургской географии очень неплохое: хоть и не центр, но недалеко от центра, плюс хороший «бонус» – вид на самую полноводную реку Европы… Неудивительно, что на эту территорию давно облизываются компании, занимающиеся строительством жилья – так называемые девелоперы. Естественно, с точки зрения бизнесменов «какой-то НИИ» на берегах Невы явно лишний. Господа-предприниматели охотно выселили бы ученых куда подальше, все снесли и приступили к строительству очередных домов-«коробок».
Одна из петербургских городских легенд повествует о митинге, устроенном «крыловцами» в защиту своей организации. По слухам, выступил там и представитель застройщика: убеждал специалистов в целесообразности переезда, обещал, что компания построит им новый институт, лучше прежнего, в котором будут созданы все условия для успешного развития науки и техники и так далее. Поток красноречия лился до тех пор, пока один из ученых мужей не спросил, что застройщик планирует делать с… реактором. За этим последовала гоголевская «немая сцена»: о существовании «котла» дельцы, как выяснилось, даже и не подозревали.
Да, реактор У-3 находится именно там – на набережной Невы. В предыдущие годы маленький «котел» был задействован в исследованиях по улучшению состава материалов биологической защиты, оценке последствий радиационных аварий, определению радиационной стойкости электронных приборов. Потом он долгое время носил статус «временно остановленного». Вот только… реактор, пусть даже «временно остановленный», на свалку не вывезешь! Выходит, даже заглушенный котел может принести пользу, – хотя бы отпугнув от отечественной науки «акул капитализма».

К настоящему моменту «крыловский» котел У-3 модернизирован. В конце 2014 года был осуществлен его физический пуск, – и это означает, что реактор вновь готов работать по назначению. По прямому назначению.

Маленький – но ядерный!

Действительно, шутки шутками, но никто не отменял требования по обеспечению безопасности «котлов-малышей». И вполне понятно, что жители регионов с маленькими реакторами хотели бы иметь гарантии, что ни один из них не «рванет». Что можно сказать по этому поводу? Ну, во-первых, по габаритам и мощности большинство исследовательских аппаратов несоизмеримо меньше энергетических котлов, поэтому до последствий Чернобыля или Фукусимы в любом случае дело не дойдет.
Во-вторых, «котлы-малыши», как и более крупные «родственники», снабжены системами безопасности, которые учитывают их мощность, массу ядерного топлива, режим работы и прочие ключевые параметры. Непрерывно растущие требования к безопасности реакторных установок обязательно принимают во внимание и при модернизации старых аппаратов, и при проектировании новых. Так, последние исследовательские проекты предусматривают даже наличие защитной оболочки (контайнмента), способной выдержать различные внешние воздействия.
Маленькие котлы, как и энергоблоки АЭС, защищены от нежелательного вторжения. Случайный человек на реактор не попадет: посещение осуществляется по предварительно согласованным спискам. На входе-выходе люди в форме, снабженные отнюдь не бутафорским огнестрельным оружием, тщательно проверяют документы; любого посетителя, от студента до министра, в обязательном порядке ждет облачение в спецодежду и дозиметрический контроль.
Серьезные требования предъявляются и к операторам, которые управляют исследовательскими «котлами». Если кто-то думает, что за маленькими реакторами сменные инженеры следят вполглаза, то напрасно: когда реактор работает, за процессом наблюдают непрерывно. В этот период в «святая святых», помещение пульта управления, позволят зайти (если вообще позволят) разве что на цыпочках; перед этим строго предупредят о недопустимости шума или еще каких-либо действий, отвлекающих персонал.
И это правильно, потому что в сочетании «маленький реактор» главное слово – «реактор».

«Быстрые» инновации

Сейчас развитие парка исследовательских реакторов по всему миру протекает достаточно вяло. Государства, эксплуатирующие мирный атом, вместо запуска новых установок предпочитают выжимать последние соки из старых. Зачастую это оправданно: как правило, модернизировать устаревшую установку проще и дешевле, чем построить новую.
В то же время развитие ядерных технологий требует соответствующего подкрепления со стороны науки. Означает ли это необходимость тотального обновления парка маленьких «котлов»? Не обязательно.
«Старичков» рано уводить со сцены, поскольку многие из них еще способны работать и приносить пользу. Разумнее решать проблему точечным образом, то есть при строительстве новых исследовательских «котлов» сделать ставку не на количество, а на качество. В общем и целом, именно такой подход был выбран Росатомом: решили, что большое число новых реакторов не требуется, но те, которые строятся, должны стать многофункциональными исследовательскими центрами, заточенными под современные задачи, которые не по плечу «котлам-ветеранам».
Сегодня в России реализуются два соответствующих проекта: в Димитровграде сооружается реактор МБИР, а в Гатчине доводится до ума комплекс с «котлом» ПИК.
Из двух проектов МБИР – самый свежий. За подготовительные работы на площадке росатомовского НИИАРа взялись в 2014 году, а само строительство стартовало с «заливки первого бетона» в сентябре 2015 года.
МБИР означает «многоцелевой быстрый исследовательский реактор». Уже сам факт «быстроты» делает этот котел особенным, поскольку сегодня в мире работает всего три быстрых аппарата исследовательского класса: индийский FBTR, китайский CEFR (кстати, построенный по технологии Росатома) и, конечно же, наш российский БОР-60.

Реактор МБИР. В соответствии с современными требованиями безопасности, «котел» заключен в защитную оболочку (контайнмент)

Как говорилось выше, МБИР, запуск которого запланирован на 2020 год, должен заменить устаревший БОР-60. Что касается его параметров, то реактор будет рекордсменом по тепловой мощности (150 мегаватт) и по «густоте» потока нейтронов. Внутри активной зоны нового «котла» выделено четырнадцать каналов для испытаний тепловыделяющих сборок. Впрочем, это еще не все. Снаружи запланировано размещение семидесяти двух позиций, которые будут использоваться, в частности, для экспериментов по радиационному материаловедению. Таким образом, МБИР поучаствует в разработке материалов для «быстрой» атомной энергетики будущего.
Но этим функции МБИРа не ограничиваются. Особенность его конструкции заключается в том, что в «котле» есть специальные каналы, через которые можно вывести отдельные петли. Причем в каждой петле может быть размещена своя тепловыделяющая сборка, установлена своя температура и подан свой теплоноситель! Такие «вставные» петли дают уникальную возможность: на одном реакторе получится одновременно исследовать ряд перспективных теплоносителей, отрабатывать различные концепции ядерных установок и даже изучать аварийные режимы.

Пик научного прогресса

Второй из новых исследовательских реакторов – ПИК – расположен в Ленинградской области, в гатчинском Петербургском институте ядерной физики (ПИЯФ). Причем «пияфовский» аппарат можно назвать новым лишь с некоторой натяжкой. Да, к сфере научных исследований, как выясняется, тоже применимо понятие долгостроя, и ПИК вполне попадает под такое определение: проект стартовал давным-давно, аж в 1976 году!
Причины, помешавшие ввести реактор в строй раньше, стандартные: Чернобыль, перестройка, безденежье девяностых. В общем, работы по ПИКу сворачивались, запускались снова, опять пробуксовывали… Наконец, было принято волевое решение напрячь силы и довести-таки проект до ума: в итоге комплекс ПИК был включен Правительством в программу создания научных мегаустановок мирового класса и вошел в число шести проектов «мега-сайенс».
ПИК предназначен для проведения фундаментальных исследований в области ядерной физики, материаловедения, молекулярной биофизики и других, преимущественно «физических» ветвей, о сути которых в двух словах не расскажешь. В общем, кто-кто, а ПИК действительно имеет самое непосредственное отношение к большой науке. Но, помимо чисто научных, предполагается решать и прикладные задачи: разрабатывать новые полупроводниковые материалы, современные методы технологического контроля и так далее. И хотя фундамент проекта закладывался в далекие 1970-е, сегодня этот исследовательский реактор является одним из самых мощных источников нейтронов: по плотности потока нейтронов ПИК уступит лишь строящемуся МБИРу.
В отличие от быстрого МБИРа, по конструкции ПИК является родственником (хотя и не слишком близким) «вэ-вэ-эров». Гатчинский аппарат тоже относится к водо-водяным корпусным реакторам: небольшая пятидесятилитровая активная зона помещена в стальной корпус, а вода одновременно служит теплоносителем и замедлителем. Правда, в качестве бокового отражателя нейтронов используется тяжелая вода. Она стоит значительно дороже обычной, но зато дает возможность получить в экспериментальных каналах максимальную «густоту» тепловых нейтронов. Кстати, каналов у ПИКа более чем достаточно: десять горизонтальных, шесть вертикальных и шесть наклонных.
Физический пуск нового реактора состоялся в 2011 году. Казалось бы, дело сделано? Не совсем. Ведь ПИК предназначен для научных исследований, поэтому к котлу прилагаются многочисленные «довески»: к завершению строительства в состав комплекса войдет около сорока зданий и сооружений.
Большинство экспериментов будет выполняться на пучках нейтронов, выведенных из реактора, а точнее – на специальных установках, расположенных на трех участках: в круглом зале горизонтальных каналов, в нейтроноводном зале и в зале наклонных каналов.
На первых порах, до 2021 года, планируется смонтировать порядка трех десятков различных сложных приборов: дифрактометров, рефлектометров, спектрометров, ловушек. Больше всего установок (нейтронных станций) планируется разместить в примыкающем к зданию реактора нейтроноводном зале – большом, просторном, светлом помещении с высоченным потолком.
На сегодняшний день в зале пока не встретишь выдающихся ученых, стремящихся проникнуть в тайны материи; глаз по большей части выхватывает облаченных в спецовки сотрудников, что-то делающих с разложенными на полу кусками труб большого диаметра. Эти «трубы», покрашенные в яркие цвета, и являются элементами исследовательских установок, которые в ближайшем будущем предстоит собрать и запустить.

В нейтроноводном зале комплекса ПИК пока пусто. Но только пока

В общем, время ученых еще настанет. Причем есть намерение раздавать «ПИКовые» нейтроны не только своим, но и «чужим», поскольку на базе гатчинского комплекса планируют создать Международный центр нейтронных исследований. И для этого предприняты кое-какие шаги: уже сейчас на площадке находится семь установок из немецкого научного центра имени Гельмгольца в Гестхахте.

В перспективе комплекс ПИК видится базой с универсальным набором приборов, предназначенных для международных научных групп с широким кругом интересов: физиков, химиков, биологов, материаловедов, инженеров. А если нейтронов на всех не хватит, то ресурсы комплекса позволят дополнительно разместить еще десять-пятнадцать нейтронных станций.

Завершая тему

Краткий итог: исследовательские реакторы используются в качестве платформы для развития ядерной энергетики, нарабатывают изотопы для радиодиагностики и радиотерапии, науки и промышленности, производят высококачественные полупроводники для микросхем. В то же время маленькие «котлы» сами по себе являются ценными научными инструментами, которые позволяют определять содержание элементов в веществах, «просвечивать» изделия с целью получения информации об их внутренней структуре, изучать строение материалов на наноуровне. С помощью исследовательских реакторов находят возраст горных пород, разрабатывают технологии переработки отходов, готовят специалистов-атомщиков и даже обрабатывают драгоценные камни.
Повествование о маленьких аппаратах можно было бы продолжить и дальше, но, по-видимому, главная мысль ясна: «котлы-малыши» – не бесполезные игрушки, и работы у них непочатый край.