1.2. Атомная энергетика

Постоянно растущая потребность человечества в энергии заставляет искать ее новые источники. В настоящее время около 70% мирового энергопотребления обеспечивается за счет нефти и газа. По оценкам специалистов с учетом роста энергетических потребностей запасы нефти и газа могут быть исчерпаны в ближайшие десятилетия. В дальнейшем все шире будет использоваться уголь, запасы которого хотя и значительны, но также ограничены. Со второй половине XX века широкое развитие получила атомная энергетика, в основе которой лежит использование энергии, выделяющейся при делении ядер тяжелых химических элементов. В 1938 году исследователи Ганн и Штрассман обнаружили, что при облучении нейтронами ядра урана делятся на две примерно равные части. При делении ядер выделяется энергия, равная в среднем 200 МэВ на каждое делящееся ядро. Это в сотни миллионов раз больше, чем выделяется в единичном акте химических реакций (в лучшем случае это несколько электронвольт). Особенно важным является то обстоятельство, что при делении ядра выделяется несколько нейтронов, в среднем 2,5 нейтрона на каждый акт деления. Это делает возможным осуществление цепной ядерной реакции, в процессе которой в реакцию деления вступают все новые ядра. Получение ядерной (другое название атомной) энергии в промышленных масштабах осуществляется в ядерных реакторах, представляющих весьма сложное и высокотехнологичное устройство. В естественном состоянии в природе встречается только одно ядерное топливо – уран. В природном уране содержится около 99,3% изотопа урана-238 и 0,7% изотопа урана-235.

Исследования показали, что деление ядер урана может происходить разными путями с образованием около 80 различных осколков. Наиболее вероятным является деление на осколки, массы которых относятся как 2:3. Например, один из путей деления изотопа урана-235 выглядит следующим образом:

(1.1)

Осколки деления являются радиоактивными и в дальнейшем они претерпевают следующие превращения:

(1.2)

Окончательные продукты – церий и цирконий – являются стабильными.

Ядра урана-238 делятся только быстрыми нейтронами с энергиями, не менее 1 МэВ (при делении ядра урана-235 энергия выделившихся нейтронов в среднем около 2 МэВ). При меньших энергиях нейтроны поглощаются ядрами урана-238 без последующего деления ядра, которое при этом в результате ряда ядерных процессов (два -распада) превращается в ядро плутония-239.

(1.3)

Ядра урана-235 и плутония-239 делятся нейтронами любых энергий, но особенно хорошо медленными нейтронами. Так как в природном уране в среднем на одно ядро урана-235 приходится 140 ядер урана-238, то цепная реакция деления не возникает вследствие поглощения медленных нейтронов ядрами урана-238 без деления ядер.

Таким образом, осуществить реакцию деления урана можно: а) используя ядра урана-238 и быстрые нейтроны; б) на ядрах урана-235, используя медленные (тепловые) нейтроны. Технически второй способ осуществить проще. Поэтому подавляющее большинство реакторов работают на медленных нейтронах, используя в качестве ядерного топлива природный уран или уран, несколько обогащенный изотопом урана-235. Обогащение урана весьма длительный и дорогостоящий процесс. Так как химические свойства изотопов урана почти одинаковы, то для разделения изотопов приходится применять физические методы, основанные на их небольшом различии в массах (газовая диффузия через пористые перегородки, центрифугирование, электромагнитный метод разделения изотопов). Кроме обогащения урана, для уменьшения захвата нейтронов ядрами урана-238 сравнительно небольшие блоки делящегося вещества размещают на некотором расстоянии друг от друга, заполняя промежутки между блоками замедлителем нейтронов. Соответствующие расчеты показывают, что эти способы позволяют добиться того, что деление ядер происходит чаще, чем захват нейтронов без деления ядер.

Замедление нейтронов осуществляется за счет упругого рассеяния. При упругих столкновениях максимальные потери энергии происходят при одинаковых массах частиц. Поэтому в качестве замедлителей следует выбирать вещества, содержащие водород (масса протона и нейтрона примерно одинаковы). Однако обычный водород хорошо поглощает нейтроны, поэтому в качестве замедлителей предпочитают использовать вещества, содержащие ядра дейтерия (тяжелая вода), графита и бериллия.

Для управления скоростью ядерной реакции в реакторах используются вещества, поглощающие нейтроны. Обычно в качестве поглотителей используются кадмий или бор. Введение в реактор стержней с поглотителем уменьшает коэффициент размножения нейтронов, а выведение – увеличивает; таким образом возможно регулировать скорость ядерной реакции деления и, соответственно, тепловую мощность реактора.

Энергия, выделяющаяся в активной зоне реактора, снимается теплоносителем (вода, расплавленные металлы, газ). В теплообменнике теплоноситель отдает тепло воде, превращая ее в пар, вращающий турбину. В настоящее время наиболее распространены ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями из графита, обычной или тяжелой воды и теплоносителями из воды (как обычной, так и тяжелой) или газа.

Оценим перспективность ядерной энергетики для преодоления надвигающегося энергетического кризиса. Сравнительно дешевого урана, пригодного для энергетических целей, на Земле около 4 млн. тонн. При использовании в ядерных реакторах урана-235 этих запасов хватит примерно на такое же время, что нефти и газа, т.е. лишь на десятки лет. В связи с этим важная роль в ядерной энергетике в настоящее время отводится реакторам-размножителям на быстрых нейтронах (бридерах). В таких реакторах уран-238 при взаимодействии с медленными нейтронами превращается в плутоний-239, который в отношении деления даже лучше, чем уран-235, т.е. может использоваться в традиционных ядерных реакторах на тепловых нейтронах. В реакторах-размножителях активная зона окружена слоем материала, где происходит расширенное воспроизводство делящегося вещества. В настоящее время в качестве ядерного топлива в реакторах-размножителях применяется обогащенный уран с высоким содержанием урана-235 (до 30%). В этом случае нет необходимости замедлять нейтроны, их достаточно много, чтобы поддерживать цепную реакцию в центре реактора. Кроме того, нейтроны, бомбардируя зону воспроизводства, которая изготавливается из урана, превращает уран-238 в плутоний. Причем в таких пропорциях, что реактор в итоге производит больше ядерного топлива, чем сжигает. В будущем, по мере накопления плутония-239, ядерным топливом будет служить смесь урана с плутонием.

Использование реакторов-размножителей позволит увеличить отдачу энергии из каждого килограмма урана в 30–40 раз по сравнению с обычными ядерными реакторами на тепловых нейтронах. Это сделает экономически целесообразным использование бедных ураном руд, добычу урана из морской воды, применение в качестве ядерного топлива тория. По оценкам специалистов этих ядерных ресурсов человечеству хватит на тысячи лет.

Однако почему же, несмотря на возможность с помощью атомной энергии решить энергетическую проблему, у сторонников использования этого вида энергии так много противников? В первую очередь вызывают опасения проблемы надежности атомных электростанций. За полвека работы атомных реакторов сбои в их работе, имеющие различные по степени тяжести последствия, происходили неоднократно. Самой трагичной явилась Чернобыльская катастрофа, произошедшая на классическом реакторе, работающем на медленных нейтронах. Проблема взрыва ядерного реактора как огромной ядерной бомбы особенно существенна для реакторов-размножителей. В обычных ядерных реакторах на медленных нейтронах топливо содержит очень малое количество делящихся ядер, да и топливо рассосредоточено в объеме реактора. Однако в центре реактора-размножителя содержится атомное горючее с содержанием делящихся ядер значительно выше, а занимаемый топливом объем в 2–3 раза меньше. Общая масса делящегося вещества (например, плутония) достигает нескольких тонн. Критическая масса, достаточная, чтобы произошел ядерный взрыв, для плутония-239 приблизительно равна 0,5 кг, для урана-235 – 0,8 кг. При нормальной работе реактора риск образования критической массы внутри реактора исключен: делящееся вещество совместно с ураном-238 размещено внутри длинных тонких трубок из нержавеющей стали. Но что произойдет, если в процессе ядерной реакции несколько трубок расплавится? Конструкторы реакторов-размножителей утверждают, что это исключено, ядерный взрыв реактора невозможен. Противники проекта в этом сомневаются.

Второй риск, правда, менее катастрофический: в качестве жидкости, отводящей тепло из ядерного реактора, используется жидкий натрий, который неудобен вдвойне, так как взрывается при контакте с водой и загорается на воздухе. Однако, он один из редких теплоприемников, способных работать при высоких температурах, реализуемых в реакторе-размножителе (около 550 ), и, в отличие от воды, не замедляет нейтроны. Слабым местом установки является теплообменник, где натрий отдает тепло воде, превращая ее в пар для турбины. Теплообменник представляет собой набор трубок, где вода и натрий разделены лишь тонкими металлическими стенками. Если металл не выдержит, произойдет тепловой взрыв, аналогичный тому, который произошел на одном из экспериментальных реакторов в 1973 г.

При переходе энергетики на ядерное горючее возникает еще одна серьезная экологическая проблема: ядра – осколки, на которые распадаются в процессе деления ядра урана или плутония, в большинстве своем являются радиоактивными, поэтому при работе атомных электростанций образуются долгоживущие радиоактивные отходы и возникает сложная задача их захоронения. Таким образом, при развитии атомной энергетики возникнет медленное, но постепенно прогрессирующее загрязнение планеты, бороться с которым чрезвычайно трудно.