Лекция №3 Атомная энергетика

Каково будущее атомной энергетики?

Прежде чем отвечать на поставленный вопрос, вероятно, нелишне будет напомнить читателю о принципах работы атомной электростанции (АЭС) и ее устройстве.

Одним из крупнейших достижений науки в XX в. яв­ляется освобождение и использование атомной энергии для нужд человечества. Это великое открытие, к сожале­нию, было, прежде всего, использовано в военных целях (вспомним о взрывах американских атомных бомб 6 и 9 августа 1945 г. над японскими городами Хиросимой и На­гасаки) и только позднее в мирных.

Современная атомная энергетика зиждется на экспе­риментально установленном факте деления тяжелых ядер элементов (урана, плутония, тория) в результате попада­ния в ядро нейтрона, благодаря чему развивается цепная реакция с выделением огромного количества энергии (тепла).

Интересно отметить, что один из трех названных эле­ментов – плутоний – практически на Земле не встречает­ся. Это не помешало, однако, добытому в ядерных ре­акторах плутонию, ²³⁹Pu, стать наряду с ураном важней­шим ядерным топливом. Торий Th пока не получил применение, но рассматривается как перспективное ядерное топливо.

Важно заметить, что масса тяжелого ядра (урана, плутония или тория) до ядерной реакции несколько боль­ше суммы, масс, получаемых в результате реакции про­дуктов реакции, т.е. имеем дело с так называе­мым дефектом массы – явлением, связанным с огромным энерговыделением.

Забегая несколько вперед, скажем, что ядерные реак­ции с огромным энерговыделением могут происходить и в результате синтеза ядер элементов, обладающих малым атомным весом, например изотопов водорода – дейтерия и трития. Но это уже термоядерная реакция, о которой речь пойдет позже.

Существенно отметить, что число нейтронов, являю­щихся истинными инициаторами реакции деления тяже­лых ядер, в результате реакции увеличивается, во вся­ком случае, оно больше единицы. Это и создает возможность цепной реакции.

В качестве ядерного топлива в ре­акции деления ядер используются обогащенный природ­ный уран и искусственно полученный плутоний.

Природный металлический уран состоит в основном из двух изотопов: ²³⁵U и ²³⁸U. Первого в природном уране всего лишь около 0,7%, а второго – примерно 99,3%.

Главную роль в энергетике играет ²³⁵U, ядро которого в случае попадания в него, так называемого замедлен­ного, или теплового, нейтрона делится с выделением ог­ромного количества энергии (тепла) и испусканием двух или трех нейтронов (в среднем 2,46 нейтрона).

Если происходит деление 1 кг ²³⁵U, то выделяется 1,9·10¹⁰ ккал или 2,22·10⁷ кВт·ч тепла. Поскольку при сжигании 1 кг тут выделяется 7000 ккал тепла, 1 кг ²³⁵U энергетически эквивалентен 2,7·10⁶ кг тут. Для АЭС мощностью 1 млн. кВт потребуется в сутки с учетом реальных потерь не 7100 т условного топлива (7100 тут), а только 3 кг ²³⁵U.

Можно ли использовать ²³⁸U, которого в природном уране нахо­дится 99,3%?

В атомной энергетике имеют дело с двумя «сортами» ней­тронов: так называемыми быстрыми, обладающими боль шей энергией, возникающими в результате ядерной ре­акции, например при делении ядра урана, и замедленными, энергия которых приблизи­тельно в 100 раз меньше энергии быстрых нейтронов.

Тепловые (замедленные) нейтроны можно получить, исполь­зуя замедлитель, которым может служить обычная или тяжелая вода и графит.

Для первой загрузки реактора требуется относительно много плутония – порядка 1 т, а единственным источни ком его получения являются реакторы на быстрых нейтронах (не будем забывать, что на Земле плутония прак­тически нет). Отсюда следует еще одно важное требова­ние к реакторам-размножителям (бридерам): быстрая наработка нового плутония для первоначальной загрузки во вновь вводимые в строй реакторы. Обычно темп наработки плутония изменяется временем удвоения его первоначаль­ной загрузки. Желательно, чтобы время удвоения перво­начальной загрузки плутония не превышало 10 – 12 лет.

Таким образом, из всего сказанного следует, что мо­гут создаваться два типа атомных реакторов: реакторы на тепловых, заторможенных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. Установлено также, что реакторы на быстрых нейтронах предпочтительнее с точки зрения луч­шего использования природного урана. Наконец, выясне­но, что создание реакторов на быстрых нейтронах дело с разных точек зрения более сложное и современная тех­ника менее к нему подготовлена. В настоящее время пре­имущественно строятся реакторы на тепловых нейтронах.