1.4 Ядерная энергия

Ядерная энергия деления атомов тяжелых металлов уже широко используется во многих странах. В некоторых странах доля этого вида энергии достигает 70 % (Франция, Япония). Вероятно в ближайшие 50–100 лет ядерная энергия деления будет составлять серьезную конкуренцию свеем другим видам энергии, используемой человечеством. Мировые запасы урана, основного носителя ядерной энергии деления, составляет более 5 млн. тонн. Это означает, что запаса ядерной энергии на порядок больше, чем запасов всех ископаемых невозобновляемых источников энергии.

Ядра атомов состоят из двух элементарных частиц, протонов и нейтронов. Совокупность протонов и нейтронов образуют массовое число, состоящее из количества протонов и количества нейтронов в ядре атома:

А = Z_p + Z_n,

где Z_p – количество протонов в ядре, Z_n – количество нейтронов. Масса элементарных частиц измеряется в атомных единицах массы (аем) и в килограммах. Физикам известны с большой точностью массы основных элементарных частиц. В частности, масса протона:

m_p = 1.007276 аем = 1.672623·10^-27 кг;

масса нейтрона:

m_n = 1.008664 аем = 1.674928·10^-27 кг.

Разница между массой протона и нейтрона невелика, но заметна. Масса электрона, определенное количество которых образуют электронное облако вокруг ядра, примерно в 1823 раза меньше массы протона или нейтрона, поэтому их влиянием, как правило, пренебрегают, по крайней мере, в прикидочных расчетах.

Собранные в ядре атома протоны и нейтроны образуют энергию связи ядра:

E_СВЯЗИ= (m_p∙ Z_p + m_n∙ Z_n – m_ЯДРА)∙c².

Эта формула дает энергию в Дж, если масса приведена в килограммах. Из формулы видно, что энергия связи образуется за счет разности между массой ядра и массой отдельных составляющих ядра (за счет так называемого дефекта массы). При делении ядра происходит выделение этой энергии.

Ядра всех элементов подразделяются на:

— стабильные или псевдостабильные, у которых время полураспада более миллиона лет;

— делящиеся спонтанно, нестабильные с периодом полураспада менее миллиона лет.

Однако, существуют элементы, ядра которых допускают искусственное деление, если их ядра подвергаются бомбардировке нейтронами, Эти нейтроны, проникая в ядро, превращают его в нестабильное и вызывают его искусственное деление. В настоящее время используют для целей энергетики три варианта такого искусственного деления:

1. Использование U²³⁵и медленных (тепловых) нейтронов. Тепловые нейтроны имеют скорость движения не более 2000 м/с.

2. Использование Pu²³⁹илиU²³³и медленных (тепловых) нейтронов. ПлутонийPu²³⁹и уранU²³³, в природе не встречаются и получаются искусственным путем при реализации третьего способа.

3. Использование U²³⁸и быстрых нейтронов со скоростью движения порядка 30 000 м/с. Возможно также использованиеTh²³²(ториевый цикл).

Для обеспечения непрерывного деления ядер необходима так называемая цепная реакция деления. Для возникновения цепной реакции необходимо, чтобы в каждом последующем акте деления участвовало больше нейтронов, чем в предыдущем. Делящиеся ядерные топлива являются однокомпонентными. Тепловые нейтроны поглощаются делящимися изотопами наиболее интенсивно. Поэтому в атомных реакторах нейтроны замедляются в специальных веществах-замедлителях — в воде, тяжелой воде, графите, бериллии и др.

Природный уран, добываемый из земной коры, содержит только 0,712% U²³⁵, делящегося при захвате тепловых нейтронов. Остальную массу составляетU²³⁸. Это приводит к необходимости обогащать природный уран добавлением в негоU²³⁵от 1 до 5% для реакторов атомных электростанций.

Рассмотрим процесс получения ядерной реакции деления по первому варианту. В общем случае формула расчета дефекта массы следующая:

,

где m_U— масса ядра урана,m_Д— масса всех продуктов деления,m_n— масса нейтрона. При такой ядерной реакции выделяется энергия

W = ΔM∙c².

Теоретические расчеты и опыт показали, что при использовании U²³⁵и поглощении его атомом одного медленного нейтрона появляется два атома продуктов деления и три новый нейтрона. В частности, могут появиться барий и криптон. Реакция имеет следующий вид:

.

Дефект массы в относительных единицах равен

.

Массы всех участвующих в реакции элементов равны: М_U = 235.043915,M_Ba = 140.907596,M_Kr = 91.905030,m_n = 1.008664, все величины в аем. Дефект массы равен:

Таким образом, при расщеплении 1 кг U²³⁵дефект массы составит 0,000910 кг. Выделяемая при этом энергия равна

W= 0,000910∙(3∙10⁸)²= 8190∙10¹⁰Дж = 8,19∙10⁷МДж.

Энергетический блок мощностью 1000 МВт за год вырабатывает электрической энергии W _Е = 10³∙10⁶∙3600∙8760 = 3,154∙10¹⁶Дж или 3,154∙10¹⁰МДж.

При КПД блока η = 0,4 потребуется в год урана-235:

кг.

Для сравнения определим потребность в антраците

= 2,25 млн. тонн.

Расчеты произведены для чистого урана-235. Если природный уран обогащается до 3%, общая масса урана составит

M= 962,8/0,03 = 32 093 кг.

Кроме того, на практике используется не металлический уран, который имеет недостаточно высокую температуру плавления, а двуокись урана UO₂. Рассчитаем общую потребность обогащенного ядерного топлива с использованием двуокиси урана для обеспечения работы энергетического блока мощностью 1000 МВт в течение года. С учетом массы кислорода, доля которого приблизительно равна отношению: 2∙16/238 = 0,134, общая масса ядерного топлива составит:

М_ЯТ= 32093∙(1 + 0,314) = 36400 кг = 36,4 тонн.

Легко видеть, что разница в массах органического топлива и ядерного топлива, потребных для производства одного и того же количества энергии колоссальна.

Ранее отмечалось, что основную массу природного урана составляет уран-238, который практически не реагирует на медленные нейтроны, но хорошо взаимодействует с быстрыми нейтронами. При этом становится возможной следующая ядерная реакция:

далее плутоний-239 частично распадается с выделением энергии

и частично накапливается. Накопленный плутоний-239 может использоваться в качестве ядерного топлива в реакторе на медленных (тепловых) нейтронах. С помощью такой реакции многократно (почти в 100 раз) повышается эффективность использования природного урана.

В реакторах на быстрых нейтронах возможна организация ториевого цикла с использованием тория-232. Запасы тория в природе превышают запасы урана в 4–5 раз. В результате захвата теплового нейтрона природным торием-232 образуется делящийся изотоп уран-233, который может сжигаться на месте или накапливаться для последующего использования в реакторах на тепловых нейтронах:

Ториевая энергетика, в отличие от урановой, не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы. Это важно как с экологической точки зрения, так и с точки зрения нераспространения ядерного оружия.

Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на урановом, поскольку ториевые реакторы не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируемую цепную реакцию. Однако до промышленного применения реакторов с ториевым циклом пока еще далеко.

Энергия термоядерного синтеза. При слиянии легких ядер (водород и его изотопы, гелий, литий и некоторые другие) масса ядра после слияния получается меньше суммы масс отдельных ядер до слияния. В результате также получается дефект массы и, как следствие выделение энергии. Привлекательность использования этой энергии обусловлена практически неисчерпаемыми запасами сырья для ее осуществления.

Для осуществления термоядерного синтеза необходимы сверхвысокие температуры порядка 10⁷ºKи выше. Необходимость сверхвысоких температур обусловлена тем, что из-за сильного электростатического отталкивания ядра в процессе теплового движения могут сблизиться на малые расстояния и прореагировать только при достаточно большой кинетической энергии их относительного движения. В естественных условиях термоядерные реакции происходят в недрах звезд, являясь основным источником излучаемой ими энергии. Искусственная термоядерная реакция получена только в виде неуправляемого взрыва водородной бомбы. В то же время в течение многих лет ведутся работы по управляемому термоядерному синтезу.

Существуют два направления реализации проекта получения полезной энергии на основе управляемой реакции термоядерного синтеза.

Первое направление связано с использованием тороидальной камеры, в которой магнитное поле сжимает ядра сливающихся элементов, нагретых до нескольких миллионов градусов. В целом устройство называется ТОКАМАК (расшифровывается как тороидальная камера с магнитными катушками). По этому пути идут европейские страны и Россия.

Второе направление использует лазеры для нагрева и сжатия ядер. Так проект NIF-192, реализуемый в Ливерпульской национальной лаборатории в Калифорнии использует 192 лазера, которые расположены по окружности и своим одновременным излучением сжимает дейтерий и тритий.

Результаты обнадеживающие, но не позволяющие сделать выводы о конкретных сроках получения ядерной энергии синтеза в практических целях.