Использование внутриядерной энергии может идти по двум направлениям. Первый путь — это освобождение части энергии, заключенной внутри ядер атомов при их расщеплении. Второй путь — это освобождение энергии при слиянии легких атомных ядер и образовании из них более сложных и тяжелых ядер. До настоящего времени практическое значение для мирного использования имеет только первый путь.
Расщепление атомных ядер может происходить естественно (самопроизвольно) и искусственно (при сильном воздействии на данное ядро какой-либо сторонней частицы с большой энергией). Второй случай может представлять интерес для энергетики, если на создание потока частиц, вызывающих расщепление, расходуется меньше энергии, чем освобождается в результате процесса. Так может происходить, если эти частицы сами возникают в результате расщепления ядер.
Рис. 17. Радиоактивный элемент (источник высокого напряжения) с непосредственным использованием зарядов.
Два типа расщепления атомных ядер используются для получения электроэнергии: радиоактивный распад и деление., Из трех основных видов излучения, испускаемых радиоактивными веществами, α-лучей (ядра гелия), β-лучей (электроны) и γ-лучей (кванты жестких рентгеновых лучей), в ядерных источниках тока применяются главным образом β-лучи. Так как β-лучи — это поток электронов, то уже прямое их использование как отрицательных зарядов представляет собой способ получения электрического тока. Для этого нужно (рис. 17), β-излучатель поместить в тонкостенную металлическую ампулу С, проницаемую для β-лучей ампула находится в вакууме внутри второй металлической камеры К. Камера К, изолированная от окружающих предметов изоляционным слоем, принимает поток β-лучей из ампулы и заряжается отрицательно. Напротив, в ампуле С первоначально нейтральное вещество все время теряет отрицательный заряд и потому заряжается положительно. Между выводами А (от ампулы) и В (от внешней камеры) будет поддерживаться напряжение, при котором ток β-лучей будет как раз компенсировать утечку зарядов с В. Если между В и А присоединить нагрузку Rн, то в нагрузке возникнет ток i. В качестве β-излучателей в настоящее время берут искусственно приготовленные радиоактивные изотопы, получающиеся в больших количествах в ядерных реакторах. Среди них можно отметить изотопы стронций-90 с периодом полураспада 25 лет и образующийся из него иттрий-90 (период полураспада 60 часов), испускающие β-лучи. Препарат стронция-90 активностью в 1 кюри1 , весящий 5 мг, может поддерживать напряжение в 500 кв при токе 6· 10-9 а и мощности 0,003 вт. В литературе описаны батареи, содержащие всего 0,01 кюри стронция-90 и развивающие напряжение в 14 кв при токе в 10-12 а; следовательно, мощность 10-8 вт. Советские исследователи П. В. Тимофеев и Ю. А. Симченко описали батарею со Sr90 другой конструкции, дающую 24 кв при 1,5 · 10-9 а. Как видим, ток и мощность от этих батарей ничтожны, но напряжение довольно высоко; поэтому они используются как источники питания разной слаботочной (например, электроннооптической) аппаратуры высоким напряжением.
Для питания более мощной аппаратуры нужны гораздо большие количества радиоактивных веществ.
Рис 18. Радиоактивный элемент с усилением тока в полупроводниковом р-n-переходе.
Ток, вырабатываемый радиоактивной батареей, может быть усилен различными способами. Один из них состоит в использовании р—n-перехода между двумя полупроводниками (рис. 18). По существу он аналогичен принципу работы солнечной батареи (см. выше), только вместо солнечных лучей образование пар электрон — «дырка» вызывается в р—n переходе потоком β-лучей.
1 кюри — единица активности препарата.
На образование одной пары электрон—«дырка» нужна работа в 1—2 эв. А кинетическая энергия электронов в потоке β-лучей нередко достигает миллионов электроновольт. Поэтому каждая β-частица (быстрый электрон) может вызвать в р—η-переходе движение сотен тысяч и миллионов электронов. Подобное устройство с препаратом Sr90 активностью в 0,05 кюри и кремниевым полупроводниковым усилителем дает напряжение всего до 0,25 в, но ток короткого замыкания до — 10-5 а и мощность до — 0,8 · 10-6 вт. Ток здесь в миллионы раз, а мощность в десятки раз больше, чем при прямом использовании β-лучей от источника той же активности.
Можно иначе усилить ток от радиоактивного источника, если превратить его излучение в тепло, а последнее одним из известных способов преобразовать в электроэнергию. Например, можно заставить радиоактивное излучение поглощаться в металлическом блоке, сообщающемся с горячими спаями термоэлектрической батареи. Так, в генераторе СНЭП-3 (SNAP-3), предназначенном для электропитания американских спутников Земли, 0,57 г изотопа полония-210 (α-излучение, активность 3000 кюри) нагревает внутренние (горячие) спаи 10 термопар из теллуристого свинца с присадками висмута и марганца до температуры 380°С. Наружные (холодные) спаи укреплены на внешней оболочке прибора и должны работать при —38°. В начале работы, непосредственно после зарядки полонием, генератор развивает мощность 5 вт при к. п. д. 8—10%; его вес 2,5 кг. Через 138 дней его мощность становится меньше 3 вт вследствие распада за это время полония-210 наполовину. Другой генератор СНЭП-1А содержит ампулу с большим количеством изотопа церия-144. Его диаметр 61 см, длина 86 см, вес ~ 86 кг. Он дает при напряжении 28 в мощность 125 вт, вырабатываемую 277 термопарами, холодные спаи которых расположены на внешней оболочке прибора и имеют вид головок винтов. Построены и такие генераторы, в которых энергия излучения радиоактивных изотопов нагревает катоды термоэлектронных генераторов с цезиевым наполнением. Мощность их также пока измеряется ваттами. Ясно, что для промышленной энергетики они еще никакого значения не имеют.
Рис. 19. Устройство ядерного реактора (схематический разрез).
Совершенно иначе обстоит дело с использованием другого типа расщепления атомных ядер — с делением ядер на два примерно равных осколка. Прежде всего при делении каждого ядра выделяется энергия, в несколько десятков раз большая, чем при радиоактивном излучении, — до 200 млн. эв. Но, что еще важнее, этот процесс привел к осуществлению цепной реакции деления ядер. Благодаря ей стало возможным осуществлять выделение внутриядерной энергии в громадных дозах. Построенный для этого в 1942 году под руководством Энрико Ферми первый ядерный реактор положил начало новому направлению энергетики — ядерной энергетике*. Отсылая читателя за подробным описанием ядерных реакторов к обширной специальной литературе, укажем здесь только вкратце на основные факты.
В основе работы ядерного реактора (или котла, рис. 19) лежит реакция деления ядер некоторых наиболее тяжелых элементов, главным образом, некоторых изотопов урана, тория, а также искусственно получаемого плутония.
* Получению ядерной, или, как ее иначе называют, атомной энергии (это менее точное название распространилось широчайшим образом) посвящена также обширная литература. Из популярной литературы укажем здесь: «Применение ядерной энергии в мирных целях». Изд-во АН СССР, 1956. Из более специальных книг — А. И. Китайгородский. Физические основы ядерной энергетики, 1956.
Ядра этих элементов при некотором воздействии на них становятся неустойчивыми и разлетаются на два осколка, массы которых обычно близки друг к другу. Это происходит, в частности, при попадании в них нейтрона (ядерной элементарной частицы, имеющей массу, приблизительно равную массе атома водорода, и не имеющей заряда) с подходящей скоростью. Разлетающиеся осколки имеют громадную кинетическую энергию — до 200 млн. эв на каждый акт деления. Кроме того, при делении ядра вылетает также несколько (2—3) мелких осколков — нейтроны, имеющие большие скорости. Эти вторичные нейтроны при благоприятных условиях могут, попадая в другие ядра делящегося вещества, вызывать их деление с вылетом новых нейтронов и т. д. Таким образом, при правильно подобранных условиях реакция деления ядер становится «цепной» и может идти безостановочно вплоть до израсходования делящегося вещества. Необходимым для хода цепной реакции условием является то, чтобы в каждый следующий промежуток времени деление ядер вызывалось не меньшим числом нейтронов, чем в предыдущий промежуток. Это означает, во-первых, что нельзя допускать вылета нейтронов из зоны реакции. Для этого ее окружают «отражателем» нейтронов, т. е. толстым слоем вещества, ядра которого больше отражают нейтроны, чем захватывают их. Во-вторых, нужно, чтобы нейтроны в зоне реакции имели скорости, вызывающие новые акты деления. Изотоп уран-235, хорошо делящийся в цепной реакции, делится под ударами медленных нейтронов; вылетают же при делении быстрые нейтроны. Они могут быть замедлены путем многих столкновений с ядрами атомов, которые должны отражать их, а не захватывать. Для этого в зону реакции приходится вводить специальное вещество — замедлитель нейтронов, не участвующее в самой реакции.
Но если оба эти условия (недопущение вылета нейтронов и их замедление без потерь) хорошо выполнены, то может случиться, что количество образующихся нейтронов начнет возрастать и реакция будет ускоряться. Так как при этом выделяется громадное количество тепла, то ничем не ограниченная реакция может привести к взрыву всего устройства. Нужно, чтобы «коэффициент размножения» нейтронов поддерживался на уровне, близком к единице. Для этого в зону реакции вводят сознательно на большую или меньшую глубину стержни из материалов, поглощающих нейтроны. Глубиной погружения этих стержней регулируют поглощение нейтронов, а следовательно, ход реакции в котле.
Энергия, которую несут с собой осколки деления ядер, путем столкновений передается ими другим атомным ядрам и таким образом переходит в кинетическую энергию беспорядочного теплового движения вещества. Таким образом, практически в ядерных реакторах внутриядерная энергия, выделяемая в процессе деления «ядерного горючего» — урана, тория, плутония, превращается в тепло. Это тепло, выделяемое в стержнях из делящегося элемента (рис. 19), может нагреть их до очень высокой температуры. Чтобы использовать это тепло (а также, чтобы не допустить расплавления стержней), они омываются жидкостью или (реже) обдуваются газом-теплоносителем. Тепло, унесенное теплоносителем, и используется для дальнейшего преобразования. Обычно дальнейшее преобразование в «атомных электростанциях» идет по схеме паротурбинной ТЭС. Горячий теплоноситель поступает в теплообменник, играющий роль котла в обычной ТЭС. Теплоноситель реактора нагревает здесь, в теплообменнике, рабочее вещество турбины (такая же или другая жидкость, текущая по другому контуру), превращая ее в пар и доводя до нужной температуры и давления. Выходящий отсюда пар рабочего вещества поступает в турбину, спаренную с генератором, как в обычной ТЭС.
Рис. 20. Схема ядерной (атомной) электростанции:
1 — реактор; 2 — трубопровод теплоносителя; 3 — насос теплоносителя;· 4 — парогенератор (теплообменник); 5 — паропровод 2-го контура; 6 — паровая турбина; 7 — конденсатор; 8 — трубопровод конденсатора; 9 — насос 2-го контура; 10 — компенсаторы объема; 11 — газовые баллоны; 12 — подпиточный насос; 13 — запасной бак с водой; 14 — фильтр; 15 — расширитель; 16 — защита от излучений.
На рис. 20 изображена схема первой в мире атомной электростанции, пущенной в СССР в 1954 году. На ней был установлен ядерный реактор, содержащий 128 урановых стержней. Замедлителем нейтронов служит графит, теплоносителем — вода. Поступая в реактор под давлением в 100 атм при температуре 190°С, она нагревается здесь до 270°С и затем переходит в теплообменник. Вода турбинного контура здесь испаряется, и пар перегревается до 260°С при давлении 12,5 атм; этот пар и приводит в движение турбогенератор. Тепловая мощность реактора 30 тыс. кВт; электрическая мощность генератора 5 тыс. кВт; следовательно, к. п. д. порядка 17%.
В настоящее время в Советском Союзе строятся (в Воронежской области и на Урале) атомные электростанции. Воронежская — мощностью примерно 400 тыс. кВт.
Уже в текущей семилетке намечается осуществление крупных мер по использованию ядерной энергии в мирных целях. К 1980 году ожидается, что электроэнергия, полученная на основе ядерной энергии, составит заметную долю от общей продукции электроэнергии в Советском Союзе. В других странах — Англии, США, в Скандинавских странах — также построены и строятся атомные электростанции различных мощностей.
Таким образом, из всех новых способов получения электрической энергии пока только ядерная энергетика начала занимать заметное место в промышленном производстве электроэнергии. Ее преимуществом по сравнению с ТЭС является малый вес топлива, т. е. высокая концентрация энергии в топливе. Благодаря этому трудности перевозки топлива в плохо обеспеченные районы здесь практически снимаются. Это же делает возможным и применение ядерных реакторов как источников энергии в кораблях — надводных, подводных и даже космических. Недостатком их является радиоактивное излучение, требующее массивных экранов (у больших реакторов— толстых стен) для защиты обслуживающего персонала. Еще большую трудность представляет проблема отходов радиоактивных продуктов деления при работе реакторов, требующих их помещения в такие места, чтобы излучение не могло оказывать своего губительного действия.
В заключение остается упомянуть, что ученые разных стран работают над поисками еще одного пути освобождения ядерной энергии, а именно управляемой реакции слияния легких атомных ядер, иначе управляемой термоядерной реакции. Это задача исключительной важности, несмотря на то, что энергии при слиянии легких ядер выделяется гораздо меньше, чем при делении тяжелых ядер. Но все дело в том, что делящихся веществ в природе мало, тогда как легкие элементы, пригодные для реакции слияния, весьма распространены. Так, дейтерий составляет 0,015% от водорода на Земле; следовательно, в каждой тонне воды его содержится 16 г, от слияния ядер в которых можно теоретически получить 380 тыс. кВт-ч, энергии. Возможно также использование изотопов лития и других легких элементов.
Чтобы эта реакция происходила, нужно заставить ядра атомов сближаться между собой с энергиями, достаточными, чтобы преодолеть их взаимное электростатическое отталкивание и дать им сойтись на близкие расстояния. Подсчеты показывают, что для этого нужно реагирующие вещества нагреть до температур порядка нескольких десятков и даже сотен миллионов градусов! Такие температуры, по-видимому, имеются внутри звезд и, в частности, нашего Солнца. Поэтому там происходят реакции слияния ядер (термоядерные реакции), которые поддерживают высокую температуру и излучение этих светил. Чтобы термоядерные реакции осуществить на Земле, также нужно научиться нагревать вещества до высоких температур. В этом трудность задачи. Как подвести к веществу энергию, чтобы нагреть его до такой температуры? И что еще труднее: в чем держать вещество с такой температурой? Очевидно, что сосудов, которые могли бы удерживать вещества, нагретые до миллионов градусов, нет. Однако в принципе найдено решение, основанное на том, что еще задолго до достижения этих температур всякое вещество превращается в полностью ионизованный газ — плазму**. Такое вещество можно пытаться удерживать в ограниченном объеме, воздействуя на образующие его частицы — ионы, электроны и атомные ядра с помощью магнитного поля. Идея «магнитной термоизоляции» плазмы и составляет основу поисков в этой области*. Над решением этой задачи бьются крупные коллективы ученых у нас и за рубежом. Предложено много методов нагревания газа: пропусканием через него сильных токов, впускание в газ потоков быстрых частиц, ускорение взрывной волной с последующим торможением и т. д. Термоизоляцию газа также пытаются осуществить разными способами: собственным магнитным полем тока, пропускаемого через газ, или внешним полем от специальных электромагнитов, или электромагнитными полями высокой частоты. Если бы эта задача была решена, человечество получило бы источник энергии, который совершенно затмил бы все остальные.
* Подробнее об этом см. популярную брошюру Е. М. Балабанова и В. И. Гольданского. Термоядерные реакции. Изд-во «Знание», 1956; или научную монографию Л. А. Арцимовича. Управляемые термоядерные реакции. Физматгиз, 1961.
* * *
Вот краткий обзор тех путей, над которыми современная физика рекомендует работать для того, чтобы решить по-новому проблему массового, дешевого и беспредельно возрастающего в будущем производства электроэнергии
** См. В. Л. Грановский. Вещество в состоянии плазмы. Изд-во «Знание», 1959.
