ВОПРОС 32 Основы ядерной и термоядерной энергетики 

ВОПРОС 32 Основы ядерной и термоядерной энергетики

 

Как уже было показано в подразделе 10.1, при делении тяжелых ядер и слиянии (синтезе) легких уменьшение потенциальной энергии ядер ведет к выделению тепловой энергии, которая может быть преобразована в наиболее удобную для практического использования электрическую энергию. Ядерная (атомная) энергетика, основанная на делении тяжелых ядер, уже получила широкое распространение. В будущем еще более эффективной может оказаться термоядерная энергетика, использующая реакцию слияния (синтеза) легких ядер.

Тяжелые радиоактивные ядра таких элементов, как уран, распадаются самопроизвольно, но этот процесс протекает слишком медленно для практического использования высвобождающейся тепловой энергии. Для ускорения распада такому ядру нужно сообщить энергию активации . Ядро, получив энергию активации, возбуждается и начинает пульсировать – удлиняться и сокращаться, что может привести к разрыву ядра на два более легких ядра-осколка (см. рисунок 10.3). Потенциальная энергия ядерного взаимодействия нуклонов уменьшается и переходит в кинетическую энергию хаотического теплового движения осколков.

 

Рисунок 10.3 – Возбуждение и разделение тяжелого ядра.

 

Ядра урана 92U235, 92U238 и другие тяжелые ядра могут получить энергию активации, присоединяя к себе дополнительный нейтрон. Для деления 92U238, тория 90Th232 и ряда других изотопов необходимы быстрые нейтроны с кинетической энергией >1 МэВ. Ядрам 92U235, плутония 94Pu239 и некоторым другим достаточно захватить медленный (тепловой) нейтрон, причем вероятность такого захвата увеличивается при уменьшении кинетической энергии нейтрона. Очень важно, что при делении тяжелых ядер, кроме двух ядер-осколков из средней части таблицы Менделеева возникают еще 2-3 новых нейтрона. Они, в свою очередь, способны вызвать расщепление 2-3 новых ядер, что ведет к выделению еще большего числа нейтронов, которые расщепят следующие ядра и так далее. Таким образом, реакция деления тяжелых ядер является цепной. Если не принять специальных мер, то цепная реакция лавинообразно нарастает, очень быстро выделяется колоссальное количество тепловой энергии и происходит ядерный взрыв. Такая неуправляемая цепная

реакция используется в ядерном (атомном) оружии.

Для оценки количества выделяющейся энергии рассмотрим уравнение типичной реакции деления ядра 92U235:

92U235 + 0n1

два осколка (например, 54Xe139 + 38Sr95) + + Q, (10.15)

где Q – тепловой эффект реакции. Для данной реакции 200 МэВ, а энергетический выход этой реакции составляет ~0.85 МэВ/нуклон, то есть ~81·1012 Дж/кг. Для сравнения - удельная теплота сгорания бензина равна 46·106 Дж/кг. То есть при распаде ядер 1 кг 92U235 выделяется столько же тепла, как при сжигании примерно 1.8 миллионов килограммов бензина.

Для лавинного развития цепной реакции важна форма тела, изготовленного из расщепляющегося вещества. Если тело имеет некомпактную форму (например, нить или фольга), то нейтроны будут покидать пределы тела, и реакция не сможет развиться. Поэтому веществу нужно придать компактную форму, предпочтительнее всего – форму шара, и этот шар должен иметь достаточно большую массу и размеры. Наименьшая масса тела в форме шара, при которой в этом теле может развиться лавинообразная цепная реакция деления ядер и произойти взрыв, называется критической массой. Критическая масса шара из чистого металлического плутония-239 равна 11 кг (диаметр такого шара 10 см), урана-235 – 50 кг (диаметр шара 17 см).

Для мирного использования тепловой энергии, выделяющей при цепной реакции деления тяжелых ядер, нужно сделать эту реакцию управляемой и добиться, чтобы число ядер, делящихся на каждой последующей стадии цепного процесса, не нарастало, а оставалось постоянным. Для этого нужно, с одной стороны, принять меры, чтобы достаточное количество нейтронов не покидало объем, в котором идет реакция, а оставалось в нем. С другой стороны, для того, чтобы реакция не приняла взрывной неуправляемый характер, нужно избыточное число нейтронов выводить из реакции, например, за счет их поглощения веществами, у которых атомные ядра активно захватывают нейтроны. При использовании в качестве ядерного топлива таких изотопов как 92U235 и 94Pu239 для повышения вероятности захвата нейтронов ядрами необходимо, как отмечалось выше, чтобы энергия нейтронов была мала, а для этого их необходимо замедлить.

В качестве примера на рисунке 10.4 приведена схема широко используемого в атомной энергетике ядерного реактора, в котором выполнены эти требования. На рисунке показан вид на реактор сверху. 1 – вертикальные стержни, изготовленные из ядерного топлива – тепловыделяющие элементы (твэлы). 2 – управляющие стержни из вещества, хорошо захватывающего нейтроны, например бора или кадмия. Автоматика отслеживает скорость протекания реакции и поддерживает ее на требуемом уровне, для чего постоянно регулирует глубину погружения стержней в реактор. 3 – вещество, одновременно служащее для замедления нейтронов и отведения выделяющейся теплоты. Часто в таком качестве используется обычная вода, и тогда реактор называется водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР). 4 - отражатель нейтронов, например графит. 5 - корпус реактора и защита от радиоактивного излучения (сталь, бетон). Вода в реакторе сама становится радиоактивной и непригодной для непосредственного использования. Поэтому ее прокачивают по первичному контуру 6 через теплообменник 7. Обычно вода в реакторе и первичном контуре находится под высоким давлением, и не закипает даже при нагреве до 300°С. Проходя через теплообменник, такая вода нагревает холодную воду, поступающую на вход 8, превращает ее в пар 9, который по трубопроводу 10 поступает к потребителю. Например, струю пара можно направить на лопасти ротора турбины и заставить его вращаться. Турбина может, в свою очередь, вращать ротор генератора, вырабатывающего электрическую энергию.

 

 

Рисунок 10.4 – Схема водо-водяного энергетического ядерного реактора: 1 – тепловыделяющие элементы, 2 – управляющие стержни, 3 - замедлитель и теплоноситель (вода), 4 – отражатель нейтронов, 5 - корпус и защита от излучения, 6 - первичный контур, 7 – теплообменник, 8 – вход для холодной воды, 9- пар, 10 – выходной трубопровод пара.

 

Первый ядерный реактор был запущен в США под руководством Э. Ферми (итал.) в 1942 г. Затем в 1946 под руководством И.В. Курчатова реактор был создан в СССР.

Весьма удобным для использования в атомной энергетике является изотоп урана 92U235, однако в природном уране он составляет лишь ~0.7 %, а остальное приходится на другой изотоп - 92U238, который не делится медленными нейтронами. Возникает сложная научно-техническая проблема обогащения природного урана изотопом 92U235, которая была решена небольшим числом стран, в том числе – СССР. Другой путь повышения эффективности использования природного сырья – применение реакторов-размножителей. В них изотоп 92U238 подвергается воздействию нейтронного излучения и после захвата нейтрона и двух бета-распадов превращается в изотоп плутоний-239, который, как и уран-235, делится при захвате медленных нейтронов и поэтому также является ценным ядерным топливом:

92U238 + 92U239 93Np239 94Pu239. (10.16)

Другим способом использования ядерной энергии является слияние легких ядер, при котором достигается еще больший энергетический выход, чем при делении тяжелых ядер. Примеры таких реакций – слияние двух ядер

дейтерия (топливо D-D):

1Н2 + 1Н2 1Н3 + + 4.0 МэВ, (10.17)

или слияние ядра дейтерия и ядра трития (топливо D-T):

1Н2 + 1Н3 1Нe4 + + 17.6 МэВ. (10.18)

В реакции (10.17) энергетический выход составляет 1 МэВ/нуклон, то есть 96·1012 Дж/кг, а в реакции (10.18) 3.52 МэВ/нуклон = 337·1012 Дж/кг.

Сложность осуществления этих процессов заключается в следующем. Для слияния ядер их нужно сблизить на очень малое расстояние ~10-15 м, на котором начинают действовать ядерные силы притяжения. Этому сближению препятствует электростатическое отталкивание одноименно заряженных ядер. Сблизить ядра на нужное расстояние можно, если так сильно нагреть вещество, что кинетической энергии теплового движения ядер будет достаточно для преодоления их отталкивания. Но для этого требуется колоссальная температура в несколько десятков миллионов градусов. Поскольку реакция слияния легких ядер протекает лишь при очень высокой температуре, ее называют реакцией термоядерного синтеза. В таких условиях электроны отрываются от атомов, и вещество переходит в особое агрегатное состояние – состояние высокотемпературной плазмы, то есть превращается в смесь атомных ядер и свободных электронов.

Нужные условия существуют внутри звезд, где и протекает термоядерный синтез - источник энергии излучения звезд, в частности – Солнца (см. подраздел 4.3). На Земле подобные условия возникают при взрыве атомной бомбы и используются для создания самого мощного оружия – термоядерной (водородной) бомбы. Составной частью такой бомбы, играющей роль запала, является атомная бомба, окруженная достаточным количеством вещества, содержащего дейтерий или тритий, в котором и развивается взрывная реакция неуправляемого термоядерного синтеза.

Для мирного использования термоядерный синтез нужно сделать управляемым. Реализация управляемого термоядерного синтеза (УТС) – одна из важнейших задач современной науки и техники. Решение этой задачи позволит обеспечить человечество энергией фактически навсегда и в любом количестве. Преимущества УТС по отношению к другим источникам энергии:

1. Практически неограниченные запасы топлива: в природных водах один атом дейтерия приходится на 6400 атомов протия. Однако следует заметить, что утверждения о неисчерпаемости топлива относятся к дейтериево-дейтериевой (D-D) реакции, а существующие исследовательские реакторы спроектированы для достижения дейтериево-тритиевой (D-T) реакции, которая требует использования лития для производства трития.

2. Экологичность и радиационная безопасность процесса, обусловленная следующими причинами:

- Отсутствие продуктов сгорания. Так же, как и реакция распада, реакция синтеза не дает атмосферных выбросов углекислоты, являющихся главной причиной глобального потепления.

- По сравнению с ядерными реакторами вырабатываются радиоактив-

ные отходы с коротким периодом полураспада.

- Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении, так как невозможно превращение реакции в неуправляемую. Количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала, и не может привести к разрушению реактора.

- Не применяются материалы, которые можно использовать для производства ядерного оружия, таким образом исключаются случаи саботажа и терроризма.

3. В отличие от электростанций на возобновляемых источниках энергии термоядерные реакторы можно устанавливать где угодно (в том числе на корабли, самолёты и даже автомобили, на космические аппараты).

Сейчас в основном разрабатываются способы осуществления УТС на D-T топливе по уравнению (10.18), так как эта реакция наиболее легко осуществима. Ее недостатком является необходимость защиты от потоков возникающих при реакции нейтронов.

УТС возможен при одновременном выполнении двух условий:

- высокая температура плазмы: T > 108 K (для реакции D-T),

- соблюдение критерия Лоусона: 1014 с/см3·с (для реакции D-T),

где n – концентрация ядер в высокотемпературной плазме, - время удержания плазмы в системе.

Основной проблемой УТС является получение и удержание высокотемпературной плазмы, которая очень неустойчива. В настоящее время разрабатываются два подхода к решению задачи:

1. Квазистационарные системы ( с, см-3), в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого главным образом применяются реакторы в виде токамаков. Исследуются также стеллараторы (торсатроны) и зеркальные ловушки, которые отличаются конфигурацией магнитного поля.

Токамак - ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками. Камера имеет форму «бублика» - тора. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем. Для создания магнитного поля требуемой конфигурации и напряженности используются электромагниты со сверхпроводящими катушками. Для поддержания равновесия плазмы через нее пропускается электрический ток.

2. Импульсные системы ( 10-8 с, см-3). В таких системах УТС осуществляется путем кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными ионными или лазерными импульсами («лазерный термояд»). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов.

Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй. В настоящее время (2014 г.) УТС ещё не осуществлён в промышленных масштабах. В создание исследовательских реакторов, постепенно приближающихся к промышленным образцам, внесли вклад Россия (СССР), США, Евросоюз, Япония, Китай. Сейчас перечисленные страны, а также Индия, Республика Корея и Канада, приступили к строительству на юге Франции Международного экспериментального термоядерного реактора (ITER), работающего по принципу токамака. Задача ITER - демонстрация возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решение физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути. Строительство находится на начальной стадии. Завершение строительства и начало экспериментов запланированы на 2019 г.