Харитонов Енергетика

(A + 1, Z)* → (A1, Z1)* + (A2, Z2)*,

причем в ядерных превращениях сохраняются числа нуклонов и числа протонов: А + 1 = А1 + А2, Z = Z1 + Z2. Возбужденное ядро сначала как бы деформируется, приобретая вид гантели. Из-за кулоновского отталкивания обе части гантели (капли ядра) разлетаются с большой скоростью. Спустя 10-17 – 10-14 секунды после образования осколков (т.е. практически мгновенно) последние испускают по 2 – 4 нейтрона и несколько гамма-квантов. Кинетическая энергия осколков и представляет собой основную часть энергии деления (около 80 %). Осколки деления, являясь достаточно тяжелыми ядрами (Z = 40 – 50, A = 80 – 150), быстро замедляются в веществе за счет торможения при кулоновском взаимодействии с ядрами и электронами вещества (ядерного топлива). Длина пробега осколков деления составляет: 5 – 7 мкм в металлическом уране, 10 мкм в алюминии, 20 мм в воздухе (1 мкм = 10-6 м = = 10-3 мм). Торможение осколков сопровождается разогревом вещества, которому передается энергия осколков. В конце пути торможения осколки превращаются в нейтральные атомы, которые принято называть продуктами деления. Некоторые из продуктов деления радиоактивны. Ядерное топливо, в котором замедляются осколки деления, может нагреваться до высокой температуры. Поэтому топливо надо охлаждать, и передавать тепло теплоносителю, от которого затем нагревается вода паротурбинного цикла атомной (точнее, ядерной) электростанции.

Единственным делящимся материалом, имеющимся в природе, является изотоп уран-235. Реакцию деления урана под действием нейтрона упрощенно записывают так:

Здесь обозначено: f1+f2 – два осколка деления (от английского fission – деление), ν – число вторичных нейтронов n′ , образующихся при делении ядер. Средняя энергия нейтронов деления (вторичных нейтронов) – около 2 МэВ. Суммарная энергия, выделяющаяся в одном акте деления, составляет q = 200 МэВ = 32·10-12 Дж. Эту величину можно назвать теплотворной способностью урана в расчете на акт деления. В расчете на 1 кг урана получим

q = 200·106·1,6·10-19/ (235·1,66·10-27) = 82·1012 Дж/кг.

Эта величина почти в 2,5 млн раз больше теплотворной способности 1 кг углерода.

Принципиально важно, что в процессе деления урана образуется ν = 2 – 4 новых (вторичных) нейтрона, которые могут разделить еще 2 – 4 ядра урана. Так возникает цепная реакция деления (каждое деление удваивает – утраивает число новых делений и порождает экспоненциальный рост числа делений со временем). Чем больше энергия налетающего нейтрона En, тем больше образуется при делении вторичных нейтронов.

Исключительно важной характеристикой деления (fission) является сечение деления σf. Сечение характеризует вероятность деления при взаимодействии ядра с нейтроном данной энергии En. Сечение численно равно площади такого круга (центр которого совпадает с центром ядра), попадая в который нейтрон со 100 %-й вероятностью вызывает деление ядра. Для удобства часто используют специальную единицу измерения сечения (площади) – барн (1 б = 10-28 м2 = 10-24 см2). Сечение в 1 барн соизмеримо с площадью поперечного сечения ядер. Величина сечения существенно зависит от энергии нейтрона (рис. 2.12). Как видно, четные ядра (уран-238, торий-232) могут делиться только при взаимодействии с быстрыми нейтронами, кинетическая энергия которых превышает 1 МэВ. В этой области энергий сечение деления близко по величине к площади поперечного сечения ядер и составляет 1 – 2 барна. По отношению к делению эти нуклиды называют пороговыми, т.е. не способными поддержать цепную реакцию.

Нечетные нуклиды (уран-233, уран-235, плутоний-239) называют делящимися, так как они могут делиться от нейтронов любых энергий, причем (и это важно!) вероятность деления возрастает почти в тысячу раз при уменьшении энергии нейтронов от 2 МэВ (нейтроны деления) до 0,025 эВ (комнатная температура). То есть в области тепловых энергий нейтронов сечение деления превышает площадь поперечного сечения ядер в сотни раз в силу квантовомеханических законов. Это важное обстоятельство делает полезным замедление нейтронов в реакторе, т.е. снижение их кинетической энергии до тепловых энергий (соответствующих температуре активной зоны), так как позволяет в сотни раз повысить вероятность реакции деления и тем самым осуществить цепную реакцию на природном (естественном, необогащенном) уране. Для замедле-

ния нейтронов в ядерных реакторах используют «разбавление» ядерного топлива веществом –замедлителем нейтронов: графитом С, тяжелой водой D2O или легкой (обычной) водой Н2О. Реакторы с большим количеством замедлителя нейтронов в активной

зоне называют реакторами на тепловых нейтронах. Обогащение ядерного топлива. Степенью обогащения z или

просто обогащением называют относительное содержание делящихся ядер (например, урана-235) в смеси ядер урана-235 и урана-

238:

В естественной смеси изотопов урана (в урановой руде) z5 = 0,7%, в реакторах с водяным охлаждением применяют в качестве топлива уран с обогащением 2 – 4 %, в реакторах на быстрых нейтронах –

z5 = 20 – 25 %.

Процесс обогащения урана в настоящее время осуществляется на специальных установках – газовых центрифугах, в которых используется газообразное соединение гексафторид урана UF6. На выходе центрифуг формируются два потока: обогащенный и обедненный изотопом уран-235 (по отношению к естественному урану). Обогащенный уран направляется на изготовление топлива для реакторов. В обедненном (отвальном) уране неизвлекаемый по экономическим соображениям остаток урана-235 составляет около 0,2 %. К настоящему времени накоплены большие запасы отвального урана, состоящего на 99,8 % из урана-238.

Воспроизводство ядерного топлива. Четные нуклиды торий232 и уран-238 (называемые часто сырьевыми, так как существуют в естественном виде) могут быть переработаны в делящиеся нуклиды благодаря реакциям радиационного захвата нейтронов, которые можно условно и сокращенно записать так:

В результате радиационного захвата нейтронов ядрами тория232 и урана-238 возникают ядра тория-233 и урана-239 соответст-

венно, при этом излучаются гамма-кванты γ. Возникшие ядра нестабильны и после двух последовательных β-распадов превращаются в делящиеся нечетные ядра: уран-233 (через 27,4 сут после захвата нейтрона) и плутоний-239 (через 2,3 сут), которых практически нет в природе. Эти реакции записывают так:

Искусственные нуклиды плутоний-239 и уран-233 по некоторым параметрам, характеризующим деление, превосходят единственный природный делящийся нуклид уран-235.

Накопление (воспроизводство) делящихся нуклидов в разной степени происходит во всех типах ядерных реакторов, в которых ядерное топливо состоит из смеси делящихся и сырьевых нуклидов. В специальных типах ядерных реакторов, называемых реак- торами на быстрых нейтронах, в которых отсутствуют вещества – замедлители нейтронов, скорость накопления новых делящихся нуклидов может превосходить скорость выгорания первоначально загруженного топлива, т.е. возможно расширенное воспро- изводство ядерного топлива. Реакторы на быстрых нейтронах сокращенно именуют РБН и часто называют просто «быстрыми реакторами» или «реакторами-бридерами» (от англ. breeding – расширенное воспроизводство).

Коэффициент воспроизводства. Отношение числа вновь обра-

зовавшихся делящихся нуклидов к числу выгоревших делящихся нуклидов называют коэффициентом воспроизводства (КВ). В реакторах на тепловых нейтронах с топливом из естественного (или слабо обогащенного) урана (CANDU, РБМК) величина КВ около 0,8. В реакторах на обогащенном уране (ВВЭР, PWR) величина

КВ ≈ 0,5 – 0,6.

При КВ < 1 после сжигания 1 кг имеющегося урана-235 получается КВ кг плутония, при сжигании которого получается еще КВ·КВ = КВ2 кг плутония и т.д. В результате имея М0 килограмм первичного топлива, можно сжечь (без учета потерь при переработке) массу топлива, равную сумме геометрической прогрессии

М = М0 + М0КВ + М0(КВ)2 + … = М0/(1 – КВ).

То есть при КВ = 0,8 запасы природного урана-235 как бы увеличиваются в 1/(1 – 0,8) = 5 раз благодаря вовлечению в производство топлива урана-238 (или тория-232).

Если осуществить расширенное воспроизводство с КВ > 1, то указанная прогрессия оказывается расходящейся и, тем самым, появляется принципиальная возможность начиная с урана-235 переработать почти весь уран-238, запасов которого в 0,993/0,007 ≈ 140 раз больше запасов урана-235, а также переработать торий-232, запасов которого, по некоторым данным, больше запасов урана-238.

В реакторах на быстрых нейтронах (реакторы типа РБН), в которых отсутствует замедлитель нейтронов и обогащение по урану235 достигает 20 – 25 %, верхний предел КВ около 2,5. В действующих ныне реакторах РБН величина коэффициента воспроизводства топлива не превышает 1,5.

Время удвоения. Важной физической и экономической характеристикой РБН является время удвоения количества делящегося материала τ2. Чем меньше период удвоения, тем быстрее будет развиваться ядерная энергетика на искусственном топливе (плутонии). Так при τ2 = 10 лет ежегодный прирост ядерных мощностей может составить 7 %. Величина τ2 обратно пропорциональна КВ – 1, т.е. превышению КВ над единицей. Чем больше КВ по сравнению с 1, тем меньше период удвоения топлива и тем выше темпы развития энергетики.

Таковы вкратце некоторые важные для дальнейшего изложения физические факторы, которые впервые анализировались еще в 40-е годы ХХ в. Э. Ферми и Л. Сциллардом в США и А.И. Лейпунским в СССР [2.18]. Напомним, что итальянский физик, лауреат Нобелевской премии, один из разработчиков американской атомной бомбы Э.Ферми построил первый в мире ядерный реактор под стадионом Чигагского университета. А.И. Лейпунский – академик УССР, руководитель отечественной программы по быстрым реакторам, много лет возглавлявший Физико-энергетический институт (ФЭИ) в г. Обнинске, был первым деканом инженерно-физического факультета Московского механического института боеприпасов, получившего впоследствии наименование МИФИ.

Э. Ферми и независимо от него А.И. Лейпунский основную цель использования ядерной энергии в мирных целях видели в овладении ресурсами ядерного топлива на основе воспроизводства. Они впервые показали, что роль быстрых реакторов в крупномасштабной ядерной энергетике определяется в первую очередь уникаль- ным избытком нейтронов (ν – 1) в расчёте на сгоревшее ядро урана или плутония. Такой избыток служит фундаментальной физической предпосылкой воспроизводства и даже бридинга ядерного топлива, решения проблем безопасности, радиоактивных отходов, нераспространения ядерного оружия и связанной с этими процессами экономики.

О терминах «атомный» и «ядерный». К сожалению, даже сре-

ди физиков много путаницы с терминологией: ядерные процессы часто называют атомными. Чистоту и научность терминологии активно отстаивал Я.В. Шевелев [2.19]: «Нет нужды доказывать научную несостоятельность термина «атомная электростанция». Фактически этот термин подходит к электростанции на угле больше, чем к электростанции на уране. Вопрос заключается только в том, есть ли надежда побороть традицию, за которой помимо нашей привычки стоят имена почтенных учреждений и предприятий». Примеры терминологических противоречий: атомная электростанция, но ядерный реактор; атомная энергия, но ядерный топливный цикл; атомная подводная лодка, но ядерная энергетическая установка и т.д. В западной литературе стали привычными правильные термины – ядерноe (nuclear) общество, ядерное образование, ядерный университет. «Атомный реактор» давно вытеснен термином «ядерный реактор». Вместо «атомная электростанция» (АЭС) используется более правильный термин Nuclear Power Plant (NPP). Научная терминология должна стать научной.

2.4.3. Ядерные (атомные) электростанции

Реакторы на тепловых нейтронах (или «тепловые реакторы») первоначально еще в 40-х годах ХХ в. были освоены для производства оружейных материалов – плутония и трития, а также для энергообеспечения ядерных подводных лодок. Этот опыт позволил осуществить 27 июня 1954 г. пуск первой в мире атомной электростанции электрической мощностью 5 МВт, построенной в СССР в

г. Обнинске. После этого исторического события в 60 – 70-е годы в Америке и Европе произошел бурный старт ядерной энергетики. В настоящее время в мире в 33 странах насчитывается более 440 реакторов общей установленной электрической мощностью около 350 ГВт (рис. 2.13). Доля «ядерного электричества» достигает в некоторых странах 80 % и более (рис. 2.14).

Основой современной ядерной энергетики в мире являются так называемые легководные реакторы (LWR) корпусного типа, в которых обычная вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы этого типа, первоначально разработанные для атомного подводного флота, имеют две модификации: 1) реакторы с водой под давлением (Pressure Water Reactor – PWR), аналогами которых в России являются водо–водяные энергетические реакто-

ры (ВВЭР), 2) кипящие реакторы (Boiling Water Reactor – РWR).

Число реакторов ВВЭР (PWR) больше, чем реакторов BWR. Активная зона реакторов BWR размещена в прочном стальном корпусе, через который под большим давлением (около 160 атмосфер) циркулирует вода, охлаждающая ядерное топливо в активной зоне. Вода, нагретая в активной зоне реактора ВВЭР (PWR), передает тепло в теплообменнике-парогенераторе воде второго контура, которая превращается в пар (вследствие более низкого давления во втором контуре) и используется в паровой турбине для выработки электроэнергии (рис. 2.15). Обогащение топлива в реакторах этого типа составляет 4 – 6 % по урану-235.

В кипящем реакторе часть воды, охлаждающей активную зону, превращается в пар и из корпуса реактора направляется в паровую турбину без дополнительного контура.

Альтернативой корпусным реакторам являются канальные ре- акторы, которые разработаны в СССР под названием РБМК (Реакторы Большой Мощности Канальные или Кипящие) и в Канаде под названием CANDU (Canadian Deuterium Uranium – канадский ура-

новый реактор с дейтериевым замедлителем).

Реакторы РБМК строились только в СССР. Такой реактор представляет собой графитовую кладку цилиндрической формы диаметром 12 м и высотой 7 м, пронизанную вертикальными каналами, каждый из которых представляет собой как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра (около 130 мм). В реакторах РБМК, называемых также канальными графитовыми, графит явля-

ется замедлителем нейтронов, а обычная вода – теплоносителем и рабочим телом паротурбинного цикла. Обогащение топлива в реакторах РБМК около 2 %, т.е. меньше, чем в ВВЭР, поскольку графит является лучшим замедлителем нейтронов по сравнению с водой.

Вреакторах CANDU замедлителем нейтронов и теплоносителем

служит тяжелая вода D2O, являющаяся лучшим замедлителем. Поэтому в этих реакторах применяется естественный (необогащенный) уран, что делает эти реакторы привлекательными для стран, обладающих запасами урана и не имеющих дорогостоящих производств по разделению изотопов. Реактор представляет собой большую цилиндрическую «бочку» (каландр) диаметром около 10 м,

заполненную тяжелой водой D2O – замедлителем нейтронов и расположенную горизонтально. Каландр пронизан несколькими сотнями горизонтальных каналов с топливом и циркулирующим тяжеловодным теплоносителем. Конструкция реактора позволяет перегружать топливо без снижения его мощности, т.е. без остановки реактора.

Первый реактор на быстрых нейтронах тепловой мощностью 25 кВт под названием «Клементина» был запущен в США в 1949 г.

вЛос-Аламосской лаборатории, где была создана первая атомная бомба. Активная зона содержала топливо из металлического плутония, охлаждаемого ртутью. В 1952 г. в Аргонской национальной лаборатории США был введен в эксплуатацию экспериментальный быстрый реактор EBR-1 с металлическим ураном в качестве топлива и с теплоносителем NaK (натрий-калиевая эвтектика). Символично, что с помощью этого быстрого реактора впервые в мире была получена электроэнергия (200 кВт). Несмотря на первые успехи программа развития быстрых реакторов в США не получила широкого развития до сих пор.

ВСССР первый экспериментальный реактор на быстрых нейтронах БР-1, сооруженный под руководством А.И. Лейпунского был аналогом «Клементины». Первый промышленный быстрый реактор БН-350 с натриевым охлаждением тепловой мощностью 1000 МВт был построен в г. Шевченко (полуостров Мангышлак на берегу Каспийского моря со стороны Казахстана). Реактор обеспечивал производство электроэнергии и опреснение морской воды для снабжения города пресной водой и электричеством и устойчиво работал почти 25 лет до 1997 г., когда он был остановлен (по

решению правительства Казахстана). С 1980 г. успешно работает самый мощный в мире быстрый реактор БН-600 на Белоярской АЭС (Урал) электрической мощностью 600 МВт (рис. 2.16). В 2007 г. начато строительство более мощного реактора БН-800.

ВРоссии были разработаны реакторы, охлаждаемые эвтектикой свинец-висмут РbВi, для атомных подводных лодок. Начиная с 1962 г. было спущено на воду 8 таких кораблей. Они развивали под водой рекордные скорости, превосходящие скорость боевых торпед.

Встратегиях развития ядерной энергетики ряда стран быстрым реакторам с высоким коэффициентом воспроизводства топлива (КВ) отводилась роль «плутониевой фабрики» для снабжения тепловых реакторов плутониевым топливом (термин Э. Теллера – «отца американской водородной бомбы»). Однако первые АЭС с быстрыми реакторами в США, России, Франции и Великобритании оказались дорогими, имели низкий КВ (менее 1,3), увеличивали риск расползания ядерного оружия и поэтому не получили пока распространения.

Таким образом, первоначальная стратегия развития ядерной энергетики, основанная на идеях Э. Ферми («Fermi’s dream») и

А.И. Лейпунского, – стратегия быстрого роста энергетики на быстрых нейтронах, не была осуществлена ни в одной стране. Тем не менее, реакторы-размножители (бридеры) на быстрых нейтронах – это основа долгосрочного развития ядерной энергетики. Россия занимает лидирующие позиции в этой инновационной реакторной технологии.

Внастоящее время на ядерную энергию приходится около 6 % мирового топливно-энергетического баланса и около 17 % производства электроэнергии. В ряде стран доля АЭС в производстве электроэнергии существенно больше: Франция – 80 % при 59 реакторах, Бельгия – 58 % при 7, Япония – 34 % при 54, Германия – 30 % при 19, Великобритания – 24 % при 33, США – 20 % при 103 реакторах (см. рис. 2.13, 2.14).

ВРоссии эксплуатируется 31 ядерный реактор на 10 АЭС суммарной мощностью 23 ГВт (эл.). Они производят около 17 % электроэнергии, а в европейской части России – более 30%. Среди 31 реактора 15 – типа ВВЭР, 15 – канальные, из них 11 – типа РБМК и 4 типа ЭГП-6, и один реактор БН-600.

Таким образом, всего за полвека мощность ядерной энергетики в мире возросла с 5 МВт (первая АЭС в Обнинске) до 350 ГВт. В целом современные ядерные реакторы при существующем масштабе ядерной энергетики можно считать достаточно безопасными установками. Несмотря на случающиеся инциденты, нельзя забывать о том, что ядерная энергетика наработала уже более 12000 реакторо-лет, из них около 8000 без крупных аварий после апреля 1986 г. Это – серьезный успех ядерной энерготехнологии.

2.4.4. Происхождение и ресурсы урана

Уран как элемент был открыт в 1789 г. Согласно современным представлениям ядерной физики и астрофизики элементы от гелия до никеля-56 включительно образуются в реакциях термоядерного синтеза, а также в результате распада более тяжелых ядер. Единственными во Вселенной «фабриками» тяжелых элементов – от железа до урана – являются так называемые сверхновые звезды [2.7, 2.21]. Во внутренней части нашей Галактики в слое, примыкающем к ее срединной (экваториальной) плоскости, сосредоточено большое количество массивных звезд. Периоды их жизни завершаются взрывами, исключительными по своей мощности и яркости. Вспышки сверхновых – самые мощные звездные взрывы в природе. Средняя частота таких событий, именуемых вспышками сверхновых, в нашей Галактике составляет один взрыв за 20 лет.

Один из самых ярких взрывов, впервые подробно исследованный астрофизиками и подтвердивший основные положения теории, произошел в 1987 г. в соседней с нами галактике «Большое Магелланово Облако». По словам авторов [2.21]: «Вся мировая научная общественность находится под глубоким впечатлением от события века – вспышки сверхновой, поименованной СН 1987А». Это первая в истории вспышка, достаточно яркая для того, чтобы специалисты смогли изучить ее детальнейшим образом во всем диапазоне электромагнитного излучения от гаммадо радиоизлучения, а также зарегистрировать несколько нейтрино.

В результате вспышки сверхновой возникает расширяющаяся газопылевая туманность и нейтронная звезда. Вещество туманности обогащено тяжелыми элементами и изотопами, возникшими в процессе эволюции сверхновой. Образование нейтронной звезды