Ядерная энергетика. Термоядерный синтез

1. Ядерная энергетика - это область науки и промышленной технологии, в которой разрабатываются и используются на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основы ядерной энергетики составляют атомные электростанции(АЭС). Источником энергии на АЭС служат ядерные реакторы, в которых протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в основном U-235 и Рu-239.

Ядерные реакторы бывают двух типов: реакторы на медленных нейтронах и реакто­ры на быстрых нейтронах. Большинство АЭС в мире построены на основе реакторов на медленных нейтронах. Первые реакторы, построенные в США (1942г.), в СССР (1946г.) и в других развитых странах, предназначались для наработки оружейного плутония Рu-239. Вы­деляющееся в них тепло представляло собой побочный продукт. Это тепло отводилось из реактора с помощью системы охлаждения и просто сбрасывалось в окружающую среду.

Мехаиизм выделения тепла в реакторе состоит в следующем. Возникающие при деле­нии ядра урана два осколка уносят огромную кинетическую энергию около 200 МэВ. Их на­чальная скорость достигает 5000 км/с. Двигаясь среди урана, замедлителя или элементов конструкции, эти осколки, сталкиваясь с атомами, передают им свою энергию и постепенно замедляются до тепловых скоростей. Активная зона реактора разогревается. Увеличивая ин­тенсивность ядерной реакции, можно достигнуть больших тепловых мощностей.

Тепло, выделяющееся в реакторе, выносится с помощью жидкого или газообразного теплоносителя. В целом реактор с теплоносителем напоминает паротрубный котел (вода протекает по трубам внутри топки и нагревается). Поэтому наряду с понятием «ядерный ре­актор» часто используют синоним «ядерный котел».

На рис. 144 показана схема АЭС, в реакторе 1. Плот­ность потока нейтронов внутри работающего реактора достигает 10¹⁴ частиц через 1 см² в секунду.

Различают тепловую и электрическую мощ­ность реактора. Электрическая мощность составляет не более 30 % от тепловой. Первая в мире АЭС была построена в 1954 г. в СССР в г. Обнинске. Её тепловая мощ­ность 30 МВт, электрическая 5 МВт. Активная зона уран-графитового реактора на медлен­ных нейтронах имеет форму цилиндра диаметром 1,5 м и высотой 1,7 м. Теплоноситель -вода. Температура воды на входе в реактор + 190°С, на выходе + 280°С, давление 100 атм.

Загрузка реактора составляет 550 кг обогащенного до 5 % урана. Продолжительность работы на номинальной мощности 100 суток. Проектная глубина выгорания U-235 - 15%. Реактор содержит 128 тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Обнинская АЭС была по­строена с целью отработки технологических решений ядерной энергетики. В более поздних серийных АЭС загрузка и мощность реакторов увеличиваются в сотни раз.

2. Ядерный реактор на медленных нейтронах. Как уже говорилось в §21, основная задача при разработке ядерных реакторов заключалась в том, чтобы реактор мог работать на природном уране, т.е. добываемом химическим способом из руд и содержащем естественную смесь изотопов: U-238 (99,282%), U-235 (0,712%), U-234 (0,006%), или на сравнительно де­шевом низкообогощенпом уране, в котором содержание изотопа U-235 или Рu-239 увеличено до 2-5 %.

Для этого надо выполнить три условия: во-первых, масса делящегося вещества в реак­торе (U-235 или Рu-239) должна быть при данной его конфигурации не меньше критической. Это значит, что в среднем один нейтрон из числа получающихся в каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт деления. Во-вторых, нейтроны нужно замедлять до тепло­вых скоростей, и делать это так, чтобы свести к минимуму их потери на радиационный за­хват ядрами неделящихся материалов. В-третьих, разработать принципы и создать средства управления цепной ядерной реакцией. Хотя все эти условия взаимосвязаны, по каждому из них можно выделить основные пути их реализации.

а. Достижение критической массы делящегося вещества возможно двумя путями: простым увеличением массы урана и обогащением урана. Из-за низкой концентрации деля­щегося вещества его критическая масса в реакторе много больше, чем в атомной бомбе. На­пример, в Обнинской АЭС /m_кр U-235 составляет около 25 кг. В более современных мощных реакторах m_кр достигает нескольких тонн. Для сокращения потерь на утечку нейтронов из реактора его активная зона окружается отражателем нейтронов. Это вещество с лёгкими ядрами, слабо поглощающие нейтроны (графит, бериллий).

б. Замедление нейтронов. На рис.145 покачан энергетический спектр нейтронов, ис­пускаемых делящимися ядрами U-235. По оси абсцисс отложена кинетическая энергия Е нейтронов, по оси ординат - относительная частота ΔN/N повторения такой энергии в услов­ных единицах. Кривая имеет максимум при Е= 0,645 МэВ. Из рисунка видно, что при деле­нии ядер U-235 образуются преимущественно быстрые нейтроны с энергией Е > 1 МэВ.

Как уже говорилось ранее, эффективное се­чение захвата нейтронов ядрами U-235 максимально для тепловых нейтронов, когда их энергия Е< 1 Мэв. Поэтому для наиболее эффективного ис­пользования нейтронов их надо замедлять до тепло­вых скоростей. Казалось бы, это можно сделать про­стым наращиванием массы естественного урана. В этом случае нейтроны, последовательно сталкиваясь с ядрами урана, должны постепенно уменьшать свою энергию и приходить к тепловому равновесию с массой урана. Но в естественном уране на 1 ядро U-235 приходиться 140 ядер U-238. Сечение радиа­ционного захвата быстрых нейтронов ядрами U-238 невелико (σ=0,3 барна), и этот путь был бы возмо­жен, если бы не резонансная область (см. рис.139), где σ возрастает в тысячи раз. Например, при энергии нейтронов E=7эВ σ достигает 5000 барн. Нейтроны этот диапазон энергий в уране не пройдут. Они почти все будут захвачены ядрами U-238

Чтобы такого поглощения не произошло, нейтроны должны выводиться из массы урана, замедляться в слабопоглощающем нейтроны замедлителе (графит, тяжелая вода, бе­риллий) и возвращаться обратно в массу урана (диффундировать) Это достигается тем, что уран загружается в тонкие трубки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). А ТВЭЛы по­гружаются в.каналы замедлителя.

Обычно ТВЭЛы представляют собой тонкостенные трубки диаметром 15-20 мм из циркониевого сплава. Внутри ТВЭЛов закладывается ядерное топливо в виде таблеток, спрессованных из оксида урана U0₂. Оксид не спекается при высокой температуре и легко извлекается при перезарядке ТВЭЛов. В зависимости от размеров активной зоны реактора длина ТВЭЛов может достигать 7-8 м. Монтируют ТВЭЛы по несколько штук в контейнеры, представляющие собой трубы диаметром 10-20 см или призмы. При перезарядке реакторов заменяются эти контейнеры, а их разборка и замена ТВЭЛов производится на заводе.

Сам реактор представляет собой чаще всего цилиндр, через верхнее основание кото­рого в шахматном порядке проделаны вертикальные каналы. В этих каналах размещаются контейнеры с ТВЭЛами и регулирующие стержни поглотителя.

в. Управление цепной ядерной реакцией осуществляется с помощью стержней из ма­териалов, сильно поглощающих нейтроны - кадмия ₄₈¹¹³Cd и бора ₅¹⁰В. Последний часто в ви­де карбида В₄С (Температура плавления у кадмия 321°С , у бора 2075°С). Их сечения погло­щения, соответственно σ = 20000 и 4000 барн. Параметры поглощающих стержней рассчи­тывают так, чтобы при полностью вставленных стержнях ядерная реакция в реакторе заве­домо не шла. При постепенном вынимании стержней коэффициент размножения К в актив­ной зоне растет и при некотором положении стержня доходит до единицы. В этот момент реактор начинает работать. В процессе работы коэффициент К постепенно уменьшается за счёт загрязнения реактора осколками деления. Это уменьшение К компенсируется выдвига­нием стержней. На случай внезапного роста интенсивности реакции есть дополнительные стержни. Их быстрый сброс в активную зону немедленно прекращает реакцию.

Управление реактором облегчается благодаря наличию запаздывающих нейтронов. Их доля у разных изотопов колеблется от 0,6 до 0,8 %, у U-235 приблизительно 0,64 %. Средний период полураспада осколков деления, рождающих запаздывающие нейтроны, Т= 9 с, среднее время жизни одного поколения запаздывающих нейтронов τ= Т/ln2 = 13 с.

При стационарной работе реактора коэффициент размножения быстрых нейтронов K_б= 1. Полный коэффициент К = К_б + К, отличается от единицы на долю запаздывающих нейтронов и может достигать К = 1 + 0,006. Во втором поколении через 13 секунд число ней­тронов N = N₀K² = N₀(1,006)2= 1,012МN₀. В десятом поколении через 130с их число составит N₀K¹⁰ = 1.062МN₀, что еще далеко от аварийной ситуации. Поэтому автоматическая система управления, основанная на контроле за плотностью потока нейтронов в активной зоне, впол­не успевает отслеживать малейшие нюансы в работе реактора и отвечать на них перемеще­нием регулирующих стержней.

3. Отравление реактора - это накопление в нем радиоактивных продуктов. Накопление в нем стабильных продуктов называют зашлаковыванием реактора. В обоих случаях на­капливаются ядра, интенсивно поглощающие нейтроны. Сечение захвата у наиболее сильно­го отравителя ксенона-135 достигает 2,6*10⁶ барн.

Механизм образования Хе-135 следующий. При делении U-235 или Рu-239 медлен­ными нейтронами с вероятностью 6 % получается осколок - ядро теллура ₅₂¹³⁵Тe. С периодом 0,5 мин Тe-135 испытывает β^--распад, превращаясь в ядро изотопа йода I. Этот изотоп тоже β^- активен с периодом 6,7 часов. Продуктом распада I-135 и является изотоп ксенона ₅₄¹³⁵Хе. С периодом T= 9,2 ч Хе-135 испытывает β^- распад, превращаясь в практически стабильный изотоп цезия ₅₅¹³⁵Сz. (/T= 3*10⁶ лет).

В результате других схем распада образуются другие вредные ядра, например сама­рий ₆₂¹³⁹Sm . Особенно быстро отравление идет в начальный период работы реактора. С тече­нием времени устанавливается радиоактивное равновесие между продуктами распада. С это­го момента начинается рост зашлаковывания реактора.

Реактор, в котором делящееся вещество (уран), замедлитель (графит) и поглотитель (кадмий) представляют собой отдельные фазы и имеют границы раздела, называется гетеро­генным. Еели все эти элементы в жидком или газообразном состоянии представляют собой одну общую фазу, реактор называется гомогенным. Для энергетических цепей строят исклю­чительно гетерогенные реакторы.

5. Реакторы на быстрых нейтронах. Ядра U-235, Рu-239 и U-233 делятся на всех нейтронах. Поэтому если увеличить обогащение урана, например, изотопом U-235, то из-за увеличения концентрации делящихся ядер всё большая часть нейтронов будет делить ядра U-235, не выходя из массы урана. При некоторой концентрации делящихся ядер и при доста­точной массе урана в активной зоне коэффициент размножения нейтронов достигает едини­цы и без их замедления. Реактор будет работать на быстрых нейтронах (Сокращенно - бы­страя реакция).

Преимущество быстрой реакции перед медленной (то есть перед реакцией на медлен­ных нейтронах) в том, что более эффективно используются нейтроны. В результате увеличивается воспроизводство ядерного горючего. В медленной реакции из 2,5 нейтронов также 1 идёт в ядро U-235, поддерживая реак­цию, примерно 1 - в ядро U-238, образуя затем Рu-239 (ядерное горючее), и 0,5 нейтрона те­ряется. Па одно ядро "сгоревшего" U-235 получается примерно 1 ядро Рu-239. В быстрой реакции из 2,5 нейтронов также 1 идет на поддержание реакции. Но теря­ется нейтронов меньше 0,5. Поэтому в ядра U-238 попадает больше нейтронов. В результате на одно ядро «сгоревшего» U-235 образуется больше 1ядра Рu-239. Происходит расширен­ное воспроизводство ядерного горючего. Создание и эксплуатация реакторов на быстрых нейтронах сложнее, чем на медлен­ных. Во-первых, резко уменьшается объем активной зоны. Это увеличивает плотность энер­говыделения, что приводит к росту температуры и ужесточает требования к конструкцион­ным материалам и теплоносителю. Во-вторых, повышаются требования к системе управле­ния реакторами, то есть к скорости выполнения операций управляющей системой.

6. Перспективы ядерной энергетики.На сегодняшний день нормально работающие АЭС являются экологически самыми чистыми из всех энергетических источников. Они не выделяют С0₂ и S0₂, как тепловые станции, и потому не усугубляют парниковый эффект и не заливают водой пахотные земли, как ГЭС. С учетом возможности переработки U-238 в Рu-239 и Th-232 в U-233, запасов легко доступного ядерного горючего хватит на сотни лет. Использование АЭС позволит сохранит нефть, газ и уголь для химической промышленности. Трудностей с расширением парка АЭС две. Одна объективная, суть её в том, что не до конца решены проблемы, связанные с утилизацией и захоронением отходов ядерного горю­чего и элементов конструкции, отработавших ресурс реакторов.

Вторая трудность носит субъективный характер. По сравнению с тепловыми и гидро­станциями обслуживание АЭС требует более высокой технической культуры и накладывает на человека огромную ответственность. Малейшее отступления от технологической дисцип­лины может обернуться трагедией для тысяч людей.

7. Термоядерный синтез. Из кривой распределения удельной энергии связи следует, что слияние легких ядер в одно ядро, как и деление тяжелых ядер, должно сопровождаться выделением огромного количества энергии. Все ядра несут одноимённый положительный заряд. Чтобы их сблизить на расстоя­ние, на котором начинается синтез, два взаимодействующих ядра нужно разогнать навстречу друг другу. Это можно сделать двумя путями. Во-первых, с помощью ускорителей. Этот путь громоздок и малоэффективен. Во-вторых, просто нагревая газ до необходимой темпера­туры. Поэтому реакции слияния легких ядер, инициированные нагреванием газа, называют термоядерными реакциями. Оценим температуру дейтериевого газа, при которой начинается термоядерный син­тез дейтерий + дейтерий. ₁² Н+ ₁² Н→ ₂³Не +₀¹ n + 3,27 МэВ.

Для слияния ядер их нужно сблизить на расстояние r = 2*10^{-15 м. Потенциальная энер­гия при таком сближении должна быть равной кинетической энергии обоих ядер в системе}

центра масс. (1/4πε₀)*(e² /r) = 2*(mυ²/2) = 2*(3/2)* кТ. Температура газа Т=(1/3K)*(1/4πε₀)*(e ²/r)=3*10 ⁹K. Распределение частиц по энергиям близко к максвеловскому. Поэтому всегда есть бо­лее "горячие" частицы, а также благодаря туннельному эффекту, реакция синтеза начинается при меньших температурах Т ≈ 10⁷ К.

Кроме реакции особый интерес представляют ещё две: дейтерий + дейтерий и дейтерий + тритий. ²₁Н +₁²Н+ ₁²p + 4,03 МэВ. (22.3) и ₁²Н +₁³Н → ₂⁴ Не +₀¹n +17,59 МэВ. (22.4)

В последней реакции на единицу массы выделяется примерно в 5 раз больше энергии, чем при делении U-235. Эта энергия представляет собой кинетическую энергию движения нейтронов и образующихся ядер гелия. В земных условиях удалось реализовать реакцию ядерного синтеза в виде неуправляемого взрыва термоядерной водородной бомбы.

8. Водородная бомба представляет собой обычную атомную бомбу, ядерный заряд которой (U-235 или Ри-239) окружен бланкетом из вещества, содержащего легкие атомы. Например, дейтерида лития LiD. Возникающая при подрыве атомного заряда высокая темпе­ратура инициирует термоядерный синтез легких атомов. Благодаря этому выделяется допол­нительная энергия, увеличивающая мощность бомбы. Помимо реакций (22.1) и (22.3) в бомбе с бланкетом из дейтерида лития может идти ещё одна. ₃⁶Li+ ₁¹р→ ₂⁴Нe + ₂³Не + 4МэВ. (22.5). (22.4). Но тритий – β^-- активный элемент. С периодом 12 лет он превращает­ся в Не-3. Поэтому водородные заряды с тритием имеют ограниченный срок хранения и должны регулярно испытываться. Из веществ, участвующих в термоядерном синтезе, не образуется радиоактивных продуктов. Но благодаря интенсивному нейтронному потоку радиоактивность наводится в ядрах конструкционных материалов и окружающих тел. Поэтому реализовать "чистую" ре­акцию синтеза без радиоактивных отходов нельзя.

9. Проблема управляемого термоядерного синтеза (У ГС) не решена до сих пор. Ее решение очень перспективно для энергетики. В воде морей и океанов содержится примерно 0,015% дейтерия (по числу атомов). Воды на земле около 10²⁰кг. Если извлечь из этой воды дейтерий, то энергия, которую можно из неё получить, эквивалентна 6*10¹⁸ К)" тонн каменного угля, это гигантская величина (примерно 0,001 массы Земли), Поэтому дейтерий морей и океанов представляет собой практически неисчерпаемый источник энергии.

Проблема УТС сводится к двум задачам, Во-первых, нужно научиться создавать в ог­раниченном объеме высокую температуру Т>10⁷К. Во-вторых, удерживать объём разоде­той до этой температуры плазмы в течение времени, достаточного для протекания реакции синтеза ядер. Обе эти задачи далеки от решения.

10. Термоядерные реакции в звездах.По современным представлениям, звезда рож­дается из протяженных газопылевых облаков, состоящих в основном из водорода. В результате гравитационного сжатия облако уплотняется и начинает разодеваться, превращаясь в протозвезду. Когда температура в центре протозвезды достигает 10⁷ К, в ней возбуждаются термоядерные реакции синтеза легких элементов, в основном, водорода Гравитационное сжатие приостанавливается возросшим газокинетическим и оптическим давлением. Протозвезда превращается в звезду. Возможны два цикла превращения водорода в гелий. Ниже перечислены основные реакции, составляющие каждый цикл. В скобках рядом с уравнениями реакций указано среднее время реакции τ, вычисленное но эффективному сечению реакции для тех давлений и температур, которые есть внутри звезды.