Деление ядра Ядерный реактор Ядерные взрывы Температура в центре реакторного топлива Быстрые реакторы - размножители Аварии с потерей теплоносителя


Ядерные реакторы

Деление ядра

Выделение энергии из природных радиоактивных ядер происходит слишком медленно, чтобы использовать их как источники энергии для практических целей. Однако значительно более быстрое высвобождение энергии реализуется в процессе деления ядра (рис. 1.7). Нейтрон, произведенный при радиоактивном распаде, может столкнуться с тяжелым ядром (например, 235U) и вызвать его расщепление на более легкие ядра (продукты деления) с выделением нескольких дополнительных нейтронов. Эти нейтроны в свою очередь могут вызвать дальнейшее деление атомов урана. Для небольшого куска урана такой процесс не будет самоподдерживающимся, так как нейтроны улетят с поверхности куска. Однако, чем больше кусок урана, тем больше шансов у нейтронов поглотиться в уране при его делении. Самоподдерживающаяся последовательность рождений и поглощений нейтронов (так называемая цепная реакция) может реализоваться, если имеется достаточно большая масса урана (критическая масса). Научно-технический прогресс немыслим без развития энергетики и электрификации производств. Для повы­шения производительности труда первостепенное значение имеет автоматизация про­изводственных процессов, базирующаяся, прежде всего, на применении электрической энергии. Основными потребителями электроэнергии в производстве продукции являются электрические машины, мощность которых варьируется от единиц ватт до десятков мегаватт, причем рост планетарного населения, с одной стороны, и рост материальных потребностей, с другой, неизбежно ведут к наращиванию потребляемой электроэнергии с каждым годом.

Выделение энергии в реакции деления можно проиллюстрировать на примере деления ядра 235U, которое расщепляется на ядра бария и криптона. При этом образуются три дополнительных нейтрона:

Рис. 1.7. Диаграмма процесса деления ядер

Если бы мы могли взвесить составляющие этой реакции, то оказалось бы, что образующиеся ядра (правая часть уравнения) весят на 0,091% меньше, чем вступающие в реакцию (левая часть уравнения). Таким образом, около 0,1% начальной массы при делении превращается в энергию. Она проявляется в виде кинетической энергии продуктов деления и нейтронов, которые, соударяясь с окружающими атомами, увеличивают их термическую вибрацию, т.е. выделяется тепло. При полном делении 1 кг 235U выделяется энергия 8 1013 Дж. Это эквивалентно энергии, содержащейся в 3000 т угля.

235U описывается обычно как делящийся изотоп урана. К сожалению, естественный уран состоит в основном (на 99,3%) из неделящегося изотопа 238U. Таким образом, лишь малая доля естественного урана может быть использована для получения энергии в реакции деления. Доля 235U в естественном уране равна 0,71% по массе, и поэтому 1 кг естественного урана эквивалентен по энергетическому потенциалу 20 т угля. Однако энергетический потенциал урана может быть увеличен в 100 раз, если неделящийся изотоп 238U будет конвертирован в другой делящийся изотоп 239Pu. Мы вернемся к этому вопросу позже.

Три нейтрона, полученные в упомянутой выше реакции деления, имеют начальную скорость около 20000 км/с (примерно 6% от скорости света). Хотя и эти быстрые нейтроны могут провзаимодействовать с другими атомами 235U, вероятность такого взаимодействия может быть увеличена в 1000 раз, если их скорость уменьшить до 2 км/с. Эти медленные нейтроны будут иметь скорости, сопоставимые со скоростями атомов, вибрирующих при тепловых перемещениях. Поэтому такие нейтроны часто называют тепловыми. Ядерные реакторы, использующие быстрые нейтроны, часто называют быстрыми реакторами, а использующие медленные нейтроны - тепловыми реакторами.

Быстрые нейтроны превращаются в тепловые в результате последовательных соударений с окружающими атомами. Если быстрый нейтрон соударяется с тяжелым атомом, то он отскакивает от атома и теряет малое количество энергии. Однако если нейтрон соударится с легким атомом (водородом или углеродом), то он потеряет значительную долю своей кинетической энергии.

Можно объяснить это аналогией с ударом биллиардных шаров. Если шар ударяется о массивный борт биллиардного стола, то он отскакивает с очень малой потерей скорости (или кинетической энергии). Если шар соударяется с таким же, но стоящим неподвижно шаром, то он теряет большую долю своей кинетической энергии, передающейся другому шару, участвующему в столкновении.

В таком случае для превращения быстрого нейтрона в медленный или тепловой потребуется порядка 2000 последовательных соударений с атомами урана и около 20 соударений с самыми легкими атомами водорода. В процессе соударений нейтроны могут поглощаться без последующего деления ядра, т.е, каждое соударение может вести либо к реакции деления, либо к поглощению нейтрона с образованием нового изотопа. Поэтому оказывается выгодным окружать уран легким материалом, который преобразует быстрые нейтроны в тепловые и возвращает их в уран. Этот процесс называют замедлением, а легкий материал, используемый в таких целях, замедлителем. Замедлители, применяемые в тепловых реакторах, обычно включают водород (в форме его оксида - легкой воды), изотоп водорода - дейтерий (также в форме его оксида - тяжелой воды) и углерод (в форме графита). Лучшим замедлителем является тяжелая вода, которая очень слабо поглощает нейтроны. Однако тяжелая вода - очень дорогостоящий материал, и поэтому часто предпочитают использовать обычную (легкую) воду, даже, несмотря на то, что она значительно более сильно поглощает нейтроны.

По ряду причин, связанных с поглощением и замедлением нейтронов 238U, невозможно организовать самоподдерживающуюся цепную реакцию простым набором достаточно большой массы естественного урана, на 99,3% состоящего из 238U. Однако если блоки из естественного урана разместить в тяжелой воде или графите, то нейтроны, произведенные в реакции деления, будут преобразовываться замедлителем в тепловые (в 1000 раз более эффективные, чем быстрые) и самоподдерживающаяся цепная реакция становится возможной. Впервые эта идея была осуществлена Энрико Ферми в 1942 г. Ферми использовал урановые блоки, распределенные в штабеле из блоков графита. Легкая вода не может быть применена в комбинации с естественным ураном для поддержания цепной реакции из-за сильного поглощения нейтронов водородом. Однако при повышении концентрации 235U путем обогащения урана с 0,71 до 3% становится возможным создание ядерных реакторов с легководным замедлителем.

Как мы увидим позже, из различных комбинаций топлива и замедлителя возникают различные типы ядерных реакторов. Они могут быть классифицированы следующим образом.

Реакторы с тяжелой водой, используемой как замедлитель и теплоноситель. Такие реакторы составляют основу ядерной энергетики Канады. Обычно это реакторы CANDU.

Реакторы на естественном уране с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем. Таких реакторов много в Великобритании, это реакторы Magnox.

Реакторы на обогащенном уране с легкой водой в качестве замедлителя и теплоносителя. Эти реакторы являются основой для развития кипящих реакторов (реакторы BWR) и реакторов с водой под давлением (реакторы PWR)

Дальнейшим развитием реакторов Великобритании стали улучшенные реакторы с газовым охлаждением (AGR), которые используют графит в качестве замедлителя и слабо обогащенное топливо для компенсации поглощения нейтронов в оболочках топлива, изготовленных из нержавеющей стали.

Мы рассмотрим и обсудим все упомянутые выше типы реакторов, особенно проблемы их охлаждения, ниже. Однако может оказаться интересным бросить взгляд в доисторические времена. Ядерные реакторы с легководным замедлителем и теплоносителем появились на Земле значительно раньше, чем мы можем это себе представить. Действительно, открытие Энрико Ферми было опережено природой примерно на 2 млрд. лет. В 1972 г. в Окло (республика Габон, на западе Африки) были обнаружены остатки природного ядерного реактора. Он функционировал в течение сотен тысяч лет его существование было установлено исследованиями французских ученых-атомщиков.

В мае 1972 г. Бузиге получил любопытный результат при обычном анализе стандартных образцов урановой руды, добытой в Габоне. Он обнаружил, что образцы содержат примерно на 0,4% меньше по массе 235U, чем ожидалось. Это не было связано с погрешностью анализа или с естественной дисперсией содержания 235U. На нашей планете в любой момент времени отношение содержания 235U к 238U фиксировано; нужно было отыскать другое объяснение этому результату. Тщательное изучение, выполненное Комиссариатом по атомной энергии Франции, позволило локализовать место добычи аномальной руды в Окло. Установлено, что обеднение содержания 235U в руде можно объяснить только осуществлением реакции деления в естественных условиях данной местности. В то время, когда функционировал природный ядерный реактор, урановая руда находилась глубоко под землей и грунтовые воды служили ей замедлителем и, до определенной степени, теплоносителем. Однако при нынешних концентрациях 235U в естественном уране создание ядерного реактора невозможно, как было объяснено выше. Но следует помнить, что период полураспада 235U составляет 700 млн. лет, a 238U - 4500 млн. лет. Следовательно, в доисторические времена концентрация 235U в уране была много больше, чем сейчас. Когда Земля создавалась 4,6 млрд. лет назад, концентрация 235U в естественном уране была около 25%. Затем она снижалась и ко времени функционирования реактора в Окло составляла около 3%.

Предполагается, что природный реактор в Окло работал в условиях высокого давления и температуры, а скорость цепной реакции зависела от изменений плотности воды (замедлителя). Охлаждение осуществлялось в основном теплопроводностью окружающих материалов и в ограниченной степени циркуляцией проникающих грунтовых вод. Уровень мощности реактора оценивается в 100 кВт, а полная энергия, выделенная за период функционирования, составляет 4,7 1017 Дж (15 ГВт год), что соответствует расщеплению 6 т 235U. Такое же количество энергии получается в современном реакторе типа PWR за 4 года.

Возможно, что комбинация местных условий приводила к образованию других природных ядерных реакторов. Хотя поиски продолжаются, больше природных реакторов пока не обнаружено. Дело в том, что такие реакторы стали невозможными в последние 2 млрд. лет, поскольку концентрация 235U в уране стала ниже требуемых 3%. Детальное рассмотрение явления природного реактора в Окло приведено в [2]. Интересно отметить, что за время работы реактора в Окло должно было накопиться около 2 т 239Pu, но из-за сравнительно короткого периода полураспада этого изотопа (25000 лет) его практически не осталось в руде. Таким образом, нельзя заявлять, что плутоний - это продукт только человеческого труда.

Земля и ядерная энергия: состояние энергетических ресурсов Эта книга написана с точки зрения инженера, точнее инженера-теплофизика, т.е. инженера-проектировщика или исследователя, связанного с производством и использованием тепловой энергии. Мы убеждены, что наиболее важные проблемы использования ядерной энергии имеют непосредственное отношение к преобразованию тепловой энергии, генерируемой в различных процессах. Сюда включается управление тепловой энергией как в нормальных рабочих условиях, так и в аварийных ситуациях.

Тепловая энергия. Атомы веществ находятся в постоянном движении. В твердых телах атомы удерживаются в приблизительно фиксированных положениях относительно друг друга. Однако все они вибрируют, причем интенсивность вибрации повышается с увеличением температуры. Энергия, связанная с этой вибрацией, называется тепловой. В жидкостях и газах два или более атомов могут образовывать друг с другом химические комбинации в форме молекул. Эти молекулы имеют вибрационную энергию, но в жидком состоянии они также могут иметь поступательную энергию, связанную с их движением в пространстве, и вращательную энергию, связанную с их вращением

Внутреннее тепловыделение Земли Классическим объяснением возникновения Земли является образование ее из материала, отторгнутого от Солнца, возможно, под гравитационным воздействием прошедшей близко звезды. Исторгнутый из Солнца материал первоначально находился в газообразной форме, затем конденсировался в жидкость с постепенно отвердевающей поверхностью, образующей земную кору.

Энергетические потоки в толще Земли Радиоактивный разогрев Земли создал тепловой источник огромной величины. Понижение средней температуры Земли на 0,0010С имеет энергетический эквивалент, содержащийся в 130 1012 т угля. Это примерно в 200000 раз больше годовой добычи угля в США. Для сравнения потенциал полных доступных источников энергии (ископаемое и ядерное топливо) оценивается в 3 1012 т угля

Источники тепловой энергии Для оценки конкурентоспособности технологии получения энергии из урана можно сравнить известные запасы урана с запасами ископаемого топлива (уголь, нефть и природный газ). Точные оценки имеющихся запасов получить трудно, и в литературе часто встречаются различные значения. Однако что касается ископаемого топлива, то международное признание получили оценки, приведенные на Всемирной энергетической конференции в 1978 г.


Полный цикл для топлива ядерного реактора (топливный цикл)