Энергетика сегодня и завтра - Физические основы атомной энергетики

Освобождение и использование атомной энергии являются одним из наиболее крупных событий XX в. К сожалению, это великое открытие было использовано не только в мирных, но и в военных целях. Как это ни печально, большинство людей на Земле узнали об одном из самых замечательных за всю историю человечества достижений науки из сообщений о взрывах американских атомных бомб над японскими городами Хиросима и Нагасаки 6 и 9 августа 1945 г.
В 1938 г. немецкие ученые О. Ган и Ф. Штрасман показали, что в результате бомбардировки урана нейтронами образуются ядра щелочноземельных элементов, в частности бария. Вслед за тем австрийские физики Л. Майтнер и О. Фриш установили, что ядро изотопа урана с атомным весом 2 3 5, 235U под воздействием нейтрона делится на два осколка; они дали название этому явлению — деление ядра (по аналогии с биологическим процессом деления клетки). В 1940 г. советские ученые Г. Н. Флеров и К. А. Петржак зафиксировали процесс спонтанного, т. е. самопроизвольного, без воздействия со стороны, деления ядер атомов, являющегося разновидностью радиоактивного распада ядра.
При делении ядер элементов с большим атомным весом (уран, плутоний, торий) масса тяжелого ядра перед реакцией несколько больше суммы масс продуктов ядерной реакции, мы встречаемся здесь с дефектом массы. Следовательно, при делении тяжелых ядер происходит большое энерговыделение. В итоге образуется тепловая энергия.
Очень важно, что число нейтронов, испускаемых при делении тяжелого ядра, больше единицы. Например, при делении ядра 235U, происходящем в результате попадания в ядро так называемого медленного, или теплового, нейтрона, испускаются два или три нейтрона, а в среднем 2,46 нового нейтрона. Это позволяет осуществить цепную ядерную реакцию. Необходимо так распорядиться образующимися в процессе деления ядер нейтронами, чтобы сократить их потери.
Природный металлический уран, получаемый из руд, состоит почти исключительно из двух изотопов: 238U и 235U. Основой ядерной энергетики, по крайней мере в настоящее время, является 235U. Его ядро под действием нейтрона делится с выделением огромного количества тепла и испусканием двух или трех нейтронов, обеспечивающих дальнейшее протекание ядерной реакции. При делении 1 кг 235U выделяется (в виде тепла) энергия, равная 1,9 • 1010 ккал, или 2,22 • 107 кВт • ч. Помня, что 1 кг условного топлива имеет теплотворную способность 7000 ккал, легко подсчитать: 1 кг 235U эквивалентен 2,7 • 106 кг условного топлива. Иначе говоря, 1 г 235U энергетически эквивалентен 2,7 т условного топлива. Поэтому АЭС, имеющая электрическую мощность 1 млн. кВт, расходует в сутки с учетом реальных потерь только 3 кг ядерного горючего.
Однако в природном металлическом уране содержится всего 0,7% 235U. Остальные 99,3% составляет 238U.
Каково же значение 238U? Может ли этот изотоп урана найти полезное применение? Да, может. Но процесс его использования сложнее, чем 235U, и он еще полностью не освоен. Суть в следующем. Атомная энергетика имеет дело с нейтронами двух существенно отличающихся друг от друга категорий: обладающими большей энергией, или, как их чаще всего называют, быстрыми нейтронами, и обладающими существенно меньшей энергией, обычно именуемыми медленными, заторможенными, или тепловыми, нейтронами. Быстрые нейтроны возникают в результате их излучения при делении ядра. При этом вследствие дефекта массы происходит огромное тепловыделение. Если быстрый нейтрон достигнет ядра 238U, то последнее непосредственно не делится, но превращается в ядро плутония с атомным весом 239, 239Рu. Его ядра способны к делению при воздействии на них нейтронов. Одним словом, по своим энергетическим свойствам 239Рu схож с 235U, а по энерговыделению даже превосходит последний. Вследствие относительно быстрого распада (время полураспада — 2,4 • 104 лет) в природе плутоний практически отсутствует, он является элементом, искусственно созданным человеком.
Эффективность процесса превращения 238U в
239Pu оценивается так называемым коэффициентом воспроизводства, который есть не что иное, как отношение количества вновь образовавшегося плутония к количеству израсходованного ядерного топлива. При бомбардировке ядер 238U быстрыми нейтронами коэффициент воспроизводства больше единицы. Он лежит в пределах от 1,4 до 1,5. Значит, весь 238U может быть превращен в 239Рu.
Итак, процесс, в котором находят применение быстрые нейтроны, очень выгоден: он позволяет использовать весь природный уран, в том числе его главный ингредиент 238U. Однако использование непосредственно быстрых нейтронов связано с большими трудностями. Необходимо предохранить быстрые нейтроны от потери ими энергии, от замедления, сохранить высокую интенсивность нейтронного потока и в то же время «приспособиться» к этому интенсивному нейтронному потоку.
Для того чтобы предохранить быстрые нейтроны от замедления, ни в коем случае нельзя использовать в зоне их существования материалы и вещества, сколь-нибудь заметно поглощающие нейтроны и снижающие их энергию. По этой причине, в частности, приходится обычную воду, являющуюся по ряду показателей хорошим охлаждающим веществом, но довольно активно замедляющую нейтроны, заменять жидким натрием, гораздо слабее, чем вода, поглощающим и замедляющим нейтроны. Такая замена технически вполне возможна, но отнюдь не упрощает дела.
«Приспособиться» к интенсивному нейтронному потоку — значит прежде всего решить сложные задачи материаловедческого характера. При работе в плотном нейтронном потоке прочность применяемых конструкционных материалов снижается, так как облучение быстрыми нейтронами приводит к тому, что атомы этих материалов выбиваются из их фиксированных положений в кристаллической решетке. Следовательно, необходимо создавать новые материалы, более приспособленные для работы в интенсивном нейтронном потоке.
Имеются еще более сложные проблемы, связанные с решением не только научно-технических, но и экономических вопросов. Суть в том, что необходимо выделять плутоний, полученный из 238U, отделять его от имеющегося еще 238U, нептуния, высокорадиоактивных продуктов деления.
Ко времени, когда ядерные реакторы, работающие на быстрых нейтронах, получат широкое применение, необходимо создать заводы нужной производительности для выделения плутония, для переработки ядерного топлива. Эти предприятия будут, вероятно, стоить недешево, особенно учитывая высокую радиоактивность материала, с которым придется иметь дело.
Есть и другие не до конца еще решенные задачи. Коэффициент воспроизводства топлива выше в том случае, когда в качестве ядерного топлива используется не 235U, а 239Рu. Объясняется это тем, что при делении ядра 239Рu излучается больше нейтронов (в среднем около трех), чем при делении ядра 235U (в среднем 2,46 нейтрона). Значит, при первоначальной загрузке ядерного реактора, работающего на быстрых нейтронах, выгоднее помимо природного урана использовать плутоний. На загрузку одного реактора требуется довольно много плутония — более тонны. Поэтому ядерные реакторы, работающие на быстрых нейтронах, должны обеспечивать плутонием первоначальную загрузку вновь вводимых в эксплуатацию реакторов этого типа. Наработка нового плутония определяется временем удвоения плутония по отношению к количеству первоначальной его загрузки. Выдвигается требование: время удвоения должно быть не более 10 лет. Ядерный реактор, работающий на быстрых нейтронах, является по своему существу высоконапряженным аппаратом. Удельное тепловыделение в нем может быть до 1000 кВт на 1 л объема. Это, однако, выдвигает свои проблемы.
Итак, непосредственное использование быстрых нейтронов в ядерном реакторе является выгодным и перспективным. Однако для широкого применения этого процесса необходимо решить названные выше отнюдь не простые проблемы. Ныне же не остается ничего другого, как применять процесс с участием медленных нейтронов, хотя в этом случае можно использовать лишь малую долю природного урана.
Так как при делении ядра 235U или ядра 239 Рu испускаются быстрые нейтроны, то их необходимо замедлить. Энергия замедленных нейтронов примерно в 100 раз меньше энергии быстрых нейтронов. Для таких превращений применяется замедлитель, чаще всего графит, обычная или тяжелая вода. Замедление нейтронов происходит в результате их столкновений с ядрами замедлителя. При этом нейтроны не только замедляются (что и требуется), но частично поглощаются замедлителем (что плохо, так как в результате этого приходится использовать большее количество ядерного горючего, 235U или 239Рu). По эффекту замедления на первом месте стоит обычная вода, затем тяжелая вода и, наконец, графит. Но обычная вода в большей мере поглощает нейтроны (с образованием дейтерия). В меньшей мере нейтроны поглощает графит и еще меньше — тяжелая вода. Поэтому при использовании обычной воды или графита природный уран необходимо обогащать изотопом 235U до 3 — 4% (вместо природных 0,7%). В то время как, используя в качестве замедлителя тяжелую воду, можно обойтись без обогащения природного урана.
Мы уже знаем, что ядро 235U так же, как и ядро
239Pu, делится при попадании одного нейтрона. При делении ядра 235U испускается в среднем 2,46 нейтрона, один из которых для продолжения ядерной реакции поглощается ядром 235U. Таким образом, из образующегося в среднем на один акт деления ядра 235U, 2,46 нейтрона один нейтрон, или примерно 40%, расходуется по прямому назначению — для продолжения цепной ядерной реакции. Не менее 50% нейтронов поглощается замедлителем, 238U и конструкционными материалами. Поэтому потеря (утечка) нейтронов не должна превышать 10%. В противном случае прекратится цепная реакция.
Чем меньше объем пространства, тем больше отношение поверхности этого пространства к его объему. Чем больше объем, тем больше в единицу времени образуется нейтронов. Чем больше поверхность, тем, естественно, больше и утечка нейтронов. Но с ростом объема отношение поверхности к величине объема уменьшается. Поэтому с ростом объема, в котором происходит ядерная реакция, утечка нейтронов по абсолютному значению растет, а по относительному значению (выраженная в процентах, например, к числу образующихся за то же время нейтронов) уменьшается. Из этого заключения следует, что существует минимальный, именуемый критическим, объем, при котором утечка нейтронов не превышает максимально допустимой (в нашем случае 10%), и, значит, возможна цепная ядерная реакция. Если же объем меньше критического, цепная ядерная реакция протекать не будет.
В этом, кстати говоря, и заключается принципиальная основа атомной бомбы. Чтобы произвести ядерный взрыв, нужно соединить в одно целое несколько кусков делящегося материала, обычно 239Рu. Общий объем делящегося материала превысит критический, а масса его — критическую массу, начнется саморазвивающаяся ядерная реакция, произойдет взрыв.
Почему же не происходит взрыва на атомной электростанции? Потому, очевидно, что в атомной бомбе ядерная реакция протекает неуправляемо, а на АЭС ею управляют с помощью так называемых компенсирующих стержней, сделанных из материала, являющегося сильным поглотителем нейтронов, обычно из карбида бора. Извлечение стержней из зоны, где протекает ядерная реакция, или, наоборот, погружение в эту зону соответственно усиливает или ослабляет реакцию. Возникновение взрыва в ядерном реакторе практически исключено.
В атомной технике существует понятие: реактивность ядерного реактора. Оно характеризует протекающий в реакторе процесс — идет ли расширяющаяся ядерная реакция (мощность реактора растет) или, наоборот, суживающаяся (мощность реактора уменьшается). Говорят, что в первом случае реактивность реактора положительна, во втором случае — отрицательна. Очевидно, что при положительной реактивности число возникающих нейтронов больше числа полезно расходуемых, поглощаемых и теряемых в результате утечки нейтронов, вместе взятых, при отрицательной реактивности — наоборот.
Если число возникающих и расходуемых нейтронов одинаково, то мощность реактора будет оставаться неизменной. Он будет работать в установившемся режиме. Это достигается с помощью компенсирующих стержней.
Нельзя сказать, что в ядерной реакции, протекающей с замедлением нейтронов, 238U не может использоваться вовсе. Поскольку медленные нейтроны ядрами 238U поглощаются и процесс преобразования 238U в 239Рu все же происходит, в ядерной реакции с замедленными нейтронами может быть использовано на тонну природного урана 7 кг 235U (весь 235U) и примерно 10 кг 238U (всего лишь около 1% 238U).