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 Pu-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 Pu-239. Выделяющееся в них тепло представляло собой побочный продукт. Это тепло отводилось из реактора с помощью системы охлаждения и просто сбрасывалось в окружающую среду.

Механизм 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 которой имеется один контур 2 теплоносителя. Циркулирующая в контуре под действием насоса 3 жидкость нагревается в реакторе, а в теплообменнике 4 охлаждается, превращая в пар воду. Образующийся пар вращает турбины 5, охлаждается, конденсируется и снова поступает в теплообменник. Число контуров теплоносителя может быть два. Они располагаются последовательно. Контур, пронизывающий реактор, называют первым. Плотность потока нейтронов внутри работающего реактора достигает 10¹⁴ частиц через 1 см² в секунду. Поэтому теплоноситель в первом контуре становится высокорадиоактивным. Это предъявляет высокие требования к герметичности контура.

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. Ее 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 низкообогощенном 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 Pu-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 показан энергетический спектр нейтронов, испускаемых делящимися ядрами U-235. По оси абсцисс отложена кинетическая энергия Е нейтронов, по оси ординат – относительная частота D NçN 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 E > 1 МэВ.

Как уже говорилось ранее, эффективное сечение захвата нейтронов ядрами U-235 максимально для тепловых нейтронов, когда их энергия E < 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 (s = 0,3 барна), и этот путь был бы возможен, если бы не резонансная область (см. рис.139), где s возрастает в тысячи раз. Например, при энергии нейтронов Е =7 эВ s 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, тяжёлая 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 UO₂. 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 и бора . Последний часто в виде карбида B₄C (Температура плавления у кадмия 321°С, у бора 2075°С). Их сечения поглощения, соответственно s = 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 K в активной зоне растёт и при некотором положении стержня доходит до единицы. В этот момент реактор начинает работать. В процессе работы коэффициент K постепенно уменьшается за счёт загрязнения реактора осколками деления. Это уменьшение K 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 t = Tç ln2 = 13 c.

При стационарной работе реактора коэффициент размножения быстрых нейтронов K _б = 1. Полный коэффициент K = K _б + K _з отличается от единицы на долю запаздывающих нейтронов и может достигать K = 1 + 0,006. Во втором поколении через 13 секунд число нейтронов N = N ₀ K ² = N ₀(1,006)² = 1,012 N ₀. В десятом поколении через 130 с их число составит N ₀ K ¹⁰ = 1,062 N ₀, что ещё 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 Pu-239 медленными нейтронами с вероятностью 6 % получается осколок – ядро теллура . С периодом 0,5 мин Те-135 испытывает b ^–-распад, превращаясь в ядро изотопа йода I. Этот изотоп тоже b ^– активен с периодом 6,7 часов. Продуктом распада I-135 и является изотоп ксенона . С периодом T = 9,2 ч Хе-135 испытывает b ^– распад, превращаясь в практически стабильный изотоп цезия . (T = 3×10⁶ лет).

В результате других схем распада образуются другие вредные ядра, например самарий . Особенно быстро отравление идёт 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. Если все эти элементы в жидком или газообразном состоянии представляют собой одну общую фазу, реактор называется гомогенным. Для энергетических цепей строят исключительно гетерогенные реакторы.

4. В таблице 22.1 в качестве примера приведены некоторые данные серийного отечественного реактора РБМК-1000 (Реактор большой мощности канальный с электрической мощностью 1000МВт). Такие реакторы работают на Ленинградской, Курской, Смоленской и других АЭС.

Реактор РБМК-1000Таблица 22.1
Параметр	Значение	Параметр	Значение
Тепловая мощность, Мвт Электрическая мощность, МВт Горючее Загрузка урана, т Обогащение урана, % Высота активной зоны, м Диаметр активной зоны, м Замедлитель Паропроизводительность, т/час Время аварийной остановки, с	UO2 7,0 11,8 Графит	Параметры пара перед турбинами: Давление, ат Температура, 0С Число топливных каналов Число кассет в канале Число ТВЭЛов в кассете Активная длина ТВЭЛов, м Диаметр ТВЭЛов, мм Толщина стенки ТВЭЛов, мм.	3,5 13,5 0,9

5. Реакторы на быстрых нейтронах. Ядра U-235, Pu-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 Pu-239 (ядерное горючее), и 0,5 нейтрона теряется. На одно ядро “сгоревшего” U-235 получается примерно 1 ядро Pu-239.

В быстрой реакции из 2,5 нейтронов также 1 идёт 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 1 ядра Pu-239. Происходит расширенное воспроизводство ядерного горючего.

Создание и эксплуатация реакторов на быстрых нейтронах сложнее, чем на медленных. Во-первых, резко уменьшается объём 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.

В таблице 22.2 приведены для сравнения некоторые данные опытного отечественного реактора на быстрых нейтронах БОР-60, построенного в 1968 г. в Димитровограде.

Реактор БОР-60 Таблица 22.2
Параметр	Значение	Параметр	Значение
Тепловая мощность, МВт Электрическая мощность, МВт Горючее Загрузка по U-235, кг Высота активной зоны, мм Диаметр активной зоны, мм Теплоноситель 1-го контура Теплоноситель 2-го контура Температура Na в 1-м контуре на входе в реактор на выходе	UO2 натрий натрий 360-480 до 600	Температура Na во 2-м контуре на входе в парогенератор на выходе из парогенератора Плотность нейтронного потока, нейтрон/см2с Длительность компании, сут Отражатель нейтронов Толщина, мм Состав отражателя Глубина выгорания, % Обогащение, %	3 1015 238UO2

Мощность реакторов, поостренных позднее, достигает 1000 МВт.

6. Перспективы ядерной энергетики. На сегодняшний день нормально работающие АЭС являются экологически самыми чистыми из всех энергетических источников. Они не выделяют CO₂ и SO₂, как тепловые станции, и потому не усугубляют парниковый эффект и не заливают водой пахотные земли, как ГЭС. С учётом возможности переработки U-238 в Pu-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. Так было, например, в случае аварии 26.04.1986 на Чернобыльской АЭС. Поэтому многим людям кажется более предпочтительным вообще не использовать АЭС, чем предъявлять к человеку столь напряжённые требования. Можно думать, что психология людей будет меняться, когда обнаружиться дефицит органического топлива.

7. Термоядерный синтез. Из кривой распределения удельной энергии связи, показанной на рис.135, 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. . (22.1)

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. (22.2)

Температура газа .

Распределение частиц по энергиям близко к максвеловскому. Поэтому всегда есть более “горячие” частицы, а также благодаря туннельному эффекту, реакция синтеза начинается при меньших температурах T» 10⁷ К.

Кроме реакции (22.1) особый интерес представляют ещё две: дейтерий + дейтерий и дейтерий + тритий. . (22.3)

. (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 Pu-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: (22.5)

Гидрид лития (соединение лития с водородом) представляют собой белое кристаллическое вещество, легко разлагающееся при нагревании. Поэтому водородные бомбы хранятся при пониженной температуре.

Если в состав бланкета кроме LiH и LiD входит гидрид на основе трития LiT, то мощность бомбы ещё более увеличивается. К перечисленным добавляется ещё высокоэнергетическая реакция (22.4). Но тритий - b ^– - активный элемент. С периодом 12 лет он превращается в He-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 (УТС) не решена до сих пор. Её решение очень перспективно для энергетики. В воде морей и океанов содержиться примерно 0,015% дейтерия (по числу атомов). Воды на земле около 10²⁰ кг. Если извлечь из этой воды дейтерий, то энергия, которую можно из неё получить, эквивалентна 6 10¹⁸ 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 объёме высокую температуру Т > 10⁷ К. Во-вторых, удерживать объём разогретой до этой температуры плазмы в течение времени, достаточного для протекания реакции синтеза ядер. Обе эти задачи далеки от решения.

10. Термоядерные реакции в звёздах. По современным представлениям, звезда рождается из протяжённых газопылевых облаков, состоящих в основном из водорода. В результате гравитационного сжатия облако уплотняется и начинает разогреваться, превращаясь в протозвезду. Когда температура в центре протозвезды достигает 10⁷ К, в ней возбуждаются термоядерные реакции синтеза лёгких 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 t, вычисленное по эффективному сечению реакции для тех давлений и температур, которые есть внутри звезды.

а. Протон – протонный цикл.

(t = 1,4 10⁹ лет) (22.6)

(22.7)

(t = 5,7 лет) (22.8)

(t = 10⁶ лет) (22.9)

В результате этого цикла 4 протона превращаются в одно ядро гелия.

(22.10)

Первая реакция синтеза протонов в дейтрон (22.6) самая трудная. Она имеет чрезвычайно малое эффективное сечение (s = 10^–23 барн), поэтому среднее время её реализации почти полтора миллиарда лет. Благодаря этой реакции горение молодых звёзд носит относительно спокойный характер.

б. Углеродный цикл. Его предложил и исследовал в 1939 г. Ганс Бёте. Для его протекания необходимо, чтобы в реакторном коктейле наряду с протонами присутствовали и более тяжелые ядра, в частности углерод . Для этого нужны бóльший возраст звезды и более высокая температура.

(t = 1,3 10⁷ лет) (22.11)

(t = 7 мин) (22.12)

(t = 2,7 10⁶ лет) (22.13)

(t = 3,3 10⁸ лет) (22.14)

(t = 82 с) (22.15)

(t = 1,1 10⁵ лет) (22.16)

В итоге 4 протона синтезируются в одно ядро гелия.

(22.17)

Как видно из приведённых реакций, из недр звёзд должен идти интенсивный нейтринный поток. Его интенсивность можно оценить. Из закона Вина λ _max· T = b температура видимойповерхности Солнца (фотосферы) оценивается в 6000 К. По закону Стефана-Больцмана R=σT ⁴ получаем светимость (энергию, излучаемую с единицы поверхности) R= 7·10⁷ Вт/м².Умножив её на площадь поверхности Солнца (полная светимость Солнца 4·10 ²⁶ Вт), затем разделив на энергию связи 26,7 МэВ и умножив на 2 (см. ф. 22.17), находим, что полный нейтринный поток от Солнца равен 2·10²³ нейтрино/с. На 1 м ² земной поверхности должно падать 7·10¹⁴ нейтрино в секунду. Однако измерение нейтринного потока от Солнца показало, что его интенсивность много ниже расчётной. Это ставит под вопрос реальность рассмотренных выше схем синтеза.