1.8.2. Атомные электростанции. Общие сведения

В 50-х годах 20-го века тепловые электростанции пополнились новым видом ― атомными электростанциями (АЭС), на которых энергия деления ядра атома, выделяемая в виде тепловой энергии, преобразуется в электрическую. Вещество, выделяющее энергию деления ядра атома, называют условно ядерным горючим (топливом). В настоящее время имеются два класса тепловых электростанций – на органическом и ядерном топливе (горючем).

Ядерным горючим служит большей частью природный уран U-238, обогащённый ураном U-235, содержание которого в природном уране составляет менее 1%. Ядра урана U-235 обладают способностью самопроизвольного деления, сопровождающегося выделением «быстрых» нейтронов и большого количества тепла.

Скорость быстрых нейтронов составляет 10000 км/с. Главная особенность ядерного горючего, используемого на атомных электростанциях, состоит в его высокой « калорийности», что позволяет свести к минимуму транспортные расходы, связанные с доставкой топлива. Из 1 кг урана можно получить столько же теплоты, сколько при сжигании примерно 3000 т каменного угля.

Атомные электростанции имеют большое преимущество перед тепловыми в отношении сохранения чистоты атмосферного воздуха, так как они работают без выброса золы, вредных сернистых газов и окислов азота. Быстрое развитие атомной энергетики стало возможным благодаря большому размаху работ по ядерной физике.

Ядерная энергетика обязана своим появлением в первую очередь природе открытого в 1932 году нейтрона. Нейтроны входят в состав всех ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они недолговечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 минут, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов. По значению энергии нейтронов их подразделяют на тепловые, промежуточные и быстрые.

Тепловыми называют такие нейтроны, скорость которых равна скорости их теплового движения, устанавливающейся при тепловом равновесии со средой.

Самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов состоит в том, что при присоединении нейтрона к ядру образуется возбуждённое ядро, которое может оказаться столь неустойчивым, что распадается на два осколка, то есть ядра более мелких элементов. При этом испускается два или три новых нейтронов, вызывающих деление следующих ядер. Осколки деления ― это изотопы элементов, расположенных в средней части периодической системы Менделеева.

Устройство, в котором энергия деления ядер атома используется в виде тепловой энергии, называется ядерным реактором. В настоящее время на атомных электростанциях используют преимущественно реакторы на тепловых нейтронах. В этих реакторах первоначальную скорость нейтронов при выделении из ядра атомов снижают, применяя замедлители, которыми служат вещества, с небольшим молекулярным весом: обычная вода Н₂О, тяжёлая вода D₂О, углерод С в виде графита и другие. Тяжёлую воду добывают из обычной, в которой она содержится в очень небольшом количестве, путём сложного процесса, связанного с большими затратами энергии. Поэтому стоимость тяжёлой воды очень высока.

Недостатком ядерных реакторов на тепловых нейтронах является недостаточно полное использование ядерного топлива. Поэтому более широкое применение на атомных электростанциях получат ядерные реакторы на быстрых нейтронах, так называемые реакторы-размножители, в которых неактивные природные элементы преобразуются в активные изотопы, например, U-238 в плутоний Рu-239, торий Th-232, уран U-233, при одновременном выделении энергии, преобразуемой в электрическую. Недостатком ядерных реакторов на тепловых нейтронах является недостаточно полное использование ядерного топлива.

Рассмотрим схему реакции деления ядер урана.

Медленный нейтрон