ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

В атомных ядрах нуклоны (протоны и нейтроны) связаны ядерными силами, причем энергия связи Е_св различна для разных ядер. Об энергии связи можно судить по дефекту масс ядер ∆М — разнице между суммой масс нуклонов и массой ядра, при этом Е_св = ∆Мс² (с — скорость света). Измеренная таким образом зависимость Е_св (в расчете на 1 нуклон) от атомного веса ядра А достигает максимума (Е_св ≈ 8 МэВ на 1 нуклон) для ядер средних масс и спадает в сторону тяжелых и легких ядер.

В ядерных реакциях деления тяжелых ядер и синтеза легких ядер, в которых продукты реакции связаны более сильно, чем исходные ядра, разница в энергиях связи переходит главным образом в кинетическую энергию ядер — продуктов и выделяется при их торможении в веществе в виде тепла.

На использовании этой энергии основана ядерная энергетика. Поскольку в ядерных реакциях выделяется энергия ~ МэВ по сравнению с энергией связи атомов в молекулах ~ эВ, выделяющейся в химических реакциях, теплотворная способность ядерных топлив оказывается в миллионы раз большей, чем обычных топлив.

Существуют две возможности освобождения ядерной энергии и, соответственно, два главных направления ядерной энергетики.

Ядерная энергетика деления основана на делении тяжелых ядер нейтронами с образованием двух ядер-осколков А₁ и А₂ и нескольких (ν) нейтронов. В природе есть лишь один изотоп — U²³⁵, способный делиться под действием нейтронов любых энергий:

²³⁵U + n → А₁ + А₂ + ν + E,

причем величина Е ≈ 200 МэВ, а средняя величина ν ≈ 2,5. Поскольку ν > 1, возникает возможность осуществления цепной реакции, для чего служат ядерные реакторы деления (часто их называют атомными реакторами). Нейтроны, «рождающиеся» при делении, сталкиваясь с ядрами, могут вызвать деление, а могут поглотиться без деления или же вылететь из реактора. Лишь при некоторой концентрации делящихся ядер (критическая концентрация) и при некоторых размерах реактора (критический размер) в каждом следующем «поколении» цепной реакции рождается столько же нейтронов, сколько в предыдущем. В этом случае говорят о критическом реакторе, в котором осуществляется стационарная во времени цепная реакция.

В природном уране ²³⁵U составляет лишь 0,7%, а 99,3% — ²³⁸U, который в основном поглощает нейтроны без деления. Чтобы осуществить цепную реакцию в уране природного состава, необходимо замедлить нейтроны от энергий Ен « 2 МэВ, с которыми они рождаются при делении, до очень малых энергий Е_н ≈ 1/40 эВ, соответствующих их тепловому равновесию со средой, так как при этих энергиях резко падает вероятность поглощения нейтронов ураном-238, а вероятность поглощения их ураном-235 растет. С этой целью в реактор наряду с ураном помещают замедлитель нейтронов — вещество с малым атомным весом и слабым поглощением нейтронов (легкая или тяжелая вода, графит, бериллий). Это реактор на медленных (тепловых) нейтронах. Реактор же без замедлителя — реактор на быстрых нейтронах — может стать критическим лишь при использовании урана, обогащенного изотопом ²³⁵U до концентрации около 10% и выше.

Наряду с ядерным топливом и замедлителем в состав реактора входят жидкий или газообразный теплоноситель для отвода тепла, конструкционные материалы, органы регулирования цепной реакции (например, подвижные стержни из поглощающего нейтроны материала). Обычно для уменьшения вылета нейтронов из реактора зону реакции — активную зону — окружают отражателем.

Вне собственно реактора находятся защита от его излучений, системы циркуляции теплоносителя, преобразования энергии и перегрузки топлива, входящие в состав атомной электростанции (АЭС).

Исходя из энергии деления Е ≈ 200 МэВ, нетрудно подсчитать, что на производство 1 Мвт•суток тепловой энергии в реакторе расходуется (делится) примерно 1 г урана по сравнению с 3 т обычного топлива (Мвт•сутки — это энергия, выделяемая источником мощностью миллион ватт за 1 сутки).

Ядерная энергетика синтеза основана на синтезе легких ядер, протекающем при высоких температурах Т ≥ 100•10⁶ К, когда реагирующая среда является полностью ионизированным газом — плазмой (см. Термоядерный синтез).

Изучаются различные схемы удержания горячей плазмы.

Первые опытные энергетические реакторы синтеза — термоядерные реакторы —, вероятно, будут построены к концу этого века.

Первая АЭС с реактором деления была построена и пущена в СССР, в городе Обнинске, в 1954 г. К 1984 г. мощность действующих АЭС в мире превышает 200 млн. кВт (эл) и составляет около 10% всех электрогенери-рующих мощностей. В большинстве атомных электростанций используются ядерные реакторы на тепловых нейтронах с легкой водой в качестве замедлителя и теплоносителя, а также реакторы с графитовым или тяжеловодным замедлителем и охлаждением водой, углекислым газом, гелием. Ядерные реакторы используют на крупном морском транспорте (ледоколы, подводные лодки), на спутниках Земли. В современных реакторах на тепловых нейтронах сжигается (делится) ²³⁵U, так что, с учетом потерь, используется только около 0,5% всего добываемого урана.

Однако запасы урана в месторождениях с высокой его концентрацией в руде (0,1% и более) невелики — 10—20 млн. т, так что по мере роста мощностей АЭС пришлось бы использовать все более бедные руды с соответствующим удорожанием ядерной энергии. Чтобы избежать этого, разрабатываются способы воспроизводства ядерного горючего путем переработки 238U в искусственное ядерное горючее ²³⁸Рu по реакции:

²³⁸U + n → ²³⁹U →β→ ²³⁹Np →β→ ²³⁹Рu.

Поскольку ν > 2, можно, приняв меры к снижению потерь нейтронов, создать условия, при которых количество нового горючего, появившегося в результате данной реакции, станет превышать количество сгоревшего горючего.

Такое расширенное воспроизводство ядерного горючего обеспечивается в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Для их охлаждения нельзя использовать воду, являющуюся хорошим замедлителем нейтронов; приходится применять с этой целью жидкий металл — натрий. Рассматривается возможность строительства быстрых реакторов с газовым или паровым охлаждением.

Первый промышленный быстрый реактор был пущен в 1972 г. в СССР, в городе Шевченко, а всего в мире работают сейчас 4 таких реактора.

Другой вид искусственного горючего можно получить в результате реакции:

²³²Th + n → ²³³Th →β→ ²³³Pа →β→ ²³³U.

В настоящее время мировое производство энергии соответствует сжиганию около 10 млрд. т обычного топлива в год. В следующем веке эта величина, вероятно, возрастет в несколько раз. Ядерная энергетика способна обеспечить длительное развитие человечества без ограничений со стороны топливных ресурсов.