антинейтрино. Необходимо отметить также, что изотопы А1, А2, получающиеся
в процессе деления, как правило, являются радиоактивными с временами
полураспада от года до сотен тысяч лет, так что отходы атомных
электростанций, представляющие собой выгоревшее топливо, очень опасны и
требуют специальных мер для хранения. Здесь возникает проблема
геологического хранения, которое должно обеспечить надёжность на миллионы
лет вперёд. Несмотря на очевидную пользу атомной энергетики, основанной на
работе ядерных реакторов в критическом режиме, она имеет и серьезные
недостатки. Это, во-первых, риск аварий, аналогичных Чернобыльской, и, во-
вторых, проблема радиоактивных отходов. Предложение использовать для
атомной энергетики реакторы, работающие в подкритическом режиме, полностью
разрешает первую проблему и в значительной степени облегчает решение
второй.
Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии.
Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный
коэффициент размножения нейтронов kэф немного меньше единицы. Облучим это
устройство постоянным внешним потоком нейтронов N0. Тогда каждый нейтрон
(за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в kэф) вызовет
деление, которое даст дополнительный поток N0k2эф. Каждый нейтрон из этого
числа снова произведёт в среднем kэф нейтронов, что даст дополнительный
поток N0kэф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих
процессы деления, оказывается равным
N = N0 ( 1 + kэф + k2эф + k3эф + ...) =
N0[pic]kn эф .
Если kэф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением
критического поведения процесса в этом случае. Если же kэф < 1, ряд
благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем
[pic]
Выделение энергии в единицу времени ( мощность ) тогда определяется
выделением энергии в процессе деления,
[pic]
где к <1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших
деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции
установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В
примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток
нейтронов N0. Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно
интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой
мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при
столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до
энергии 1ГэВ ( 109 эВ ), производит в результате развития ядерного каскада
в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон
-вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых
нейтронах. Удобно представить поток нейтронов через ток ускорителя
[pic]
где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы
выражаем энергию в электрон-вольт, это значит, что мы берём представление Е
= еV, где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько
вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом
предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии [pic] в виде
[pic]
Наконец удобно представить мощность установки в виде
[pic]
где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по
известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P0 = VI, а R0 в
предыдущей формуле есть коэффициент для kэф = 0,98,что обеспечивает
надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для
энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем [pic]. Мы получили коэффициент
усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей
формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери
энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения
реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность
ускорителя rу и КПД тепловой электростанции rэ. Тогда R=ryrэR0.
Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном
проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ ry = 0,43. Эффективность
производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный
коэффициент усиления R = ry rэ R0 = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо,
потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для
поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при
включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции
не существует.
Принцип построения атомной энергетики.
Как известно, все в мире состоит из молекул, которые
представляют собой сложные комплексы взаимодейст-
вующих атомов. Молекулы - это наименьшие частицы
вещества, сохраняющие его свойства. В состав молекул
входят атомы различных химических элементов.
Химические элементы состоят из атомов одного типа.
Атом, мельчайшая частица химического элемента, сос-
тоит из "тяжелого" ядра и вращающихсявокруг электро-
нов.
Ядра атомов образованы совокупностью положительно
заряженных протонов и нейтральных нейтронов.
Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются
в ядрахкороткодействующими силами притяжения,
возникающими за счет обменов мезонами,
частицами меньшей массы.
Ядро элемента X обозначают как или X-A, например уран U-235 -
,
где Z - заряд ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра,
A - массовое число ядра, равное
суммарному числу протонов и нейтронов.
Ядра элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов
называются изотопами (например, уран
имеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var - изобарами.
Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и
одиночные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать
автономно вне ядерных структур. Такие ядра или иначе элементарные частицы,
двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка
поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят
участвовать в реакции. При этом частицы могут захватываться ядрами, либо
после столкновения - менять направление движения, отдавать ядру часть
кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными
реакциями. Реакция без проникновения внуть ядра называется упругим
рассеянием.
После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоянии.
"Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими способами - испустить
какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две неравные
части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата,
неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона
или альфа-частицы.
Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет
вид потоков гамма-квантов.
Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции
данного типа.
Деление тяжелых ядер происходит при захвате
нейтронов. При этом испускаются новые частицы
и освобождается энергия связи ядра, передаваемая
осколкам деления. Это фундаментальное явление
было открыто в конце 30-ых годов немецкими уче-
ными Ганом и Штрасманом, что заложило основу
для практического использования ядерной энергии.
Ядра тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно
поглощают тепловые нейтроны. После акта захвата нейтрона, тяжелое ядро с
вероятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые
осколками или продуктами деления. При этом испускаются - быстрые нейтроны/
(в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно
заряженные бета-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в
ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и
других частиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение
составляющих вещество атомов и молекул, т.е. на разогревание окружающего
вещества.
После акта деления ядер рожденные при делении осколки ядер, будучи
нестабильными, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений
и с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое
число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны некоторые осколки
обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны.
Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется
самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением
ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя,
размещенных в защитном корпусе.Активная зона содержит ядерное топливо в
виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные
элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены
в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.
Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает
тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается
по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил
Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло
теплоносителю внешнего контура.
Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой
схемы:
1.Реактор
2.Теплообменник, парогенератор
3.Паротурбинная установка
4.Генератор
5.Конденсатор
6.Насос
Развитие индустриального общества опирается на постоянно растущий уровень
производства и потребления
различных видов энергии.
Как известно, в основе производства тепловой и электрической энергии лежит
процесс сжигания ископаемых
энергоресурсов -
. угля
. нефти
. газа
а в атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при
поглощении нейтронов.
Масштаб добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов,
потребления воды, воздуха для производства необходимого человечеству
количества энергии огромен, а запасы ресурсов, увы, ограничены. Особенно
остро стоит проблема быстрого исчерпания запасов органических природных
энергоресурсов.
1 кг
природного урана заменяет 20 т угля.
Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q - единица
тепловой энергии, равная Q=2,52*1017 ккал = 36*109 тонн условного топлива
/т.у.т/, т.е. топлива с калорийностью 7000 ккал/кг, так что запасы
энергоресурсов составляют 12,8*1012 т.у.т.
Из этого количества примерно 1/3 т.е. ~ 4,3*1012 т.у.т. могут быть
извлечены с использованием современной техники при умеренной стоимости
топливодобычи. С другой стороны современнные потребности в энергоносителях
составляют 1,1*1010 т.у.т./год, и растут со скоростью 3-4% в год, т.е.
удваиваются каждые 20 лет.
Легко оценить, что органические ископаемые ресурсы, даже если учесть
вероятное замедление темпов роста энергопотребления, будут в значительной
мере израсходованы в будущем веке.
Отметим кстати, что при сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих
сернистостью около 2,5 %, ежегодно образуется до 400 млн.т. сернистого газа
и окислов азота, т.е. около 70 кг. вредных веществ на каждого жителя земли
в год.
Использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики снимает
остроту этой проблемы.
Действительно, открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов,
сделавшее наш век атомным, прибавило к запасам энергетического ископаемого
топлива существенный клад ядерного горючего. Запасы урана в земной коре
оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого
богатства находится в рассеяном состоянии - в гранитах, базальтах. В водах
мирового океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых
месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно
немного. Поэтому массу ресурсов урана,которую можно добыть при современной
технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные
потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн
естественного урана. Так что эти запасы позволяют, как сказал академик
А.П.Александров, "убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически
на неограниченное время".
Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспечение
сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна.
Известна озабоченность ученых по поводу "парникового эффекта", возникающего
из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического топлива, и
соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Да и
проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления
рек приблизились во многих районах к критической черте.
Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество
выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит
обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми
экологическими последствиями глобального потепления будут устранены.
Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная
энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех
районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе
энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных
проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает
общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического
топлива.
Ядерные реакторы делятся на несколько групп:
в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые,
промежуточные и тепловые;
по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;
по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;
по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.
Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:
водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,
уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,
тяжеловодные канальные реакторы и др .
В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах,
охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально
реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся
изотопов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов
урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется
плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239
создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва
тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-
235.
Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке
энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в
качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных
лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в
эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и
замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает
хорошими нейтронно-физическими свойствами.
Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или
легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого
давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается
активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и
подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки
в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально
вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в
контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде
второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру
обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для
станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.
Ядерный синтез завтра.
“На завтра” планируется, прежде всего создание следующего поколения
токамаков, в которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. С этой
целью в ИАЭ имени И.В.Курчатова и НИИ электрофизической аппаратуры имени
Д.В.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (ОТР).
В ОТР ставится целью само поддержание реакции на таком уровне, чтобы
отношение полезного выхода энергии к затраченной (обозначается Q) было
больше или по крайней мере равно единице: Q=1. Это условие — серьёзный этап
отработки всех элементов системы на пути создания коммерческого реактора с
Q=5. По имеющимся оценкам, лишь при этом значении Q достигается
самоокупаемость термоядерного энергоисточника, когда окупаются затраты на
все обслуживающие процессы, включая и социально-бытовые затраты. А пока что
на американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4.
Существуют также и другие проблемы. Например, первая стенка — то есть
оболочка тороидальной вакуумной камеры — самая напряжённая, буквально
многострадальная часть всей конструкции. В ОТР её объём примерно 300 м3, а
площадь поверхности около 400 м2. Стенка должна быть достаточно прочной,
чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим
от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без значительного перепада
температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на
внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов
выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы.
Планируется установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим
с ОТР, это следующее поколение токамаков после JET и Т-15.
NET предполагалось соорудить в течение 1994-1999 годов. Первый этап
исследований планируется провести за 3-4 года.
Говорят и о следующем поколении после NET — это уже “настоящий”
термоядерный реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно
даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных
установок.
-----------------------
[pic]
[pic]
[pic]
[pic]
[pic]
