§ 120. Атомні (ядерні) електростанції

За останні роки в галузі практичного використання ядерної енергії сформувалися два основних напрями: застосування радіоактивних 'ізотопів і розвиток ядерної енергетики. Ядерною енергетикою називають здійснюване

в промислових масштабах перетворення ядерної енергії в інші види (механічну, електричну тощо), які використо­вуються потім для виробничих і побутових потреб. Пере­творення ядерної енергії в електричну відбувається на атомних електростанціях, основною частиною яких є ядер­ний реактор.

Схему і принцип роботи атомної електростанції на теп­лових нейтронах, де сповільнювачем і теплоносієм слу­жить звичайна вода, ілюструє малюнок 234. Головною частиною електростанції є ядерний реактор, в якому уран З міститься всередині циліндрів (стержнів) 2. Уранові стержні-блоки 2—З знаходяться у воді 14, яка одночасно є сповільнювачем і теплоносієм. Вода перебуває під вели­ким тиском і може нагріватися до температури 300 °С. Гаряча вода з верхньої частини активної зони реактора надходить через трубопровід 5 у парогенератор 8 (де випа­ровується вода 12), охолоджується і повертається через трубопровід ІЗ в реактор. Насичена пара 7 через трубопро­від 6 надходить в парову турбіну 9 і після відпрацювання повертається в парогенератор через трубопровід 11. Тур­біна обертає електричний генератор 10, струм від якого надходить в розподільний пристрій і потім у зовнішнє електричне коло. Хід ланцюгової реакції регулюється стержнями 4.

Щоб захистити людей від радіоактивного випроміню­вання і від нейтронів, які шкідливі також для здоров'я, реактор оточують товстостінним захистом з бетону 1.

Завдяки застосованій двоконтурній схемі відведення теплоти виключається можливість проникнення радіоак­тивної пари в турбіну та інші частини електростанції. В результаті для обслуговування турбогенератора не по­трібен біологічний захист.

Керування атомною електростанцією здійснюється з центрального пункту, де розташовані прилади контролю

за роботою обладнання, які показують положення регулю­ючих стержнів, тиск, витрату і температуру води в первин­ному контурі, параметри пари, потужність реактора тощо.

§ 121. Термоядерні реакції. Токамак

Ядерна енергія може вивільнятися не тільки у процесі поділу важких ядер на осколки, а й під час з'єднання (синтезу) легких ядер у більш масивні. Наведемо приклади кількох реакцій синтезу легких ядер в ядра гелію, в яких виділяються великі кількості енергії:

Цікаво порівняти виділення енергії у процесі реакцій поділу і синтезу ядер. Під час поділу одного ядра урану, торію чи плутонію виділяється порядку 200 МеВ енергії. І все ж, для промислового використання реакції синтезу становлять значно більший інтерес, ніж реакції поділу. Порівнюючи ці два типи ядерних реакцій, правильніше оцінювати не кількості енергії, які виділяються у процесі реакції об'єднання чи розпаду одного ядра, а вихід енергії на 1 г речовини, яка прореагувала. Оскільки кількість

ядер у 1 г урану-235 враз менша, ніж у 1 г дейтерію,

то кількість реакцій при «спалюванні» 1 г урану враз менша, ніж при «спалюванні» ядер дейтерію (для реакції синтезу потрібно двоє ядер). Під час одного акту поділу виділяється середня енергія порядку 200 МеВ, а на один акт синтезу витрачається в середньому 3,6 МеВ, тому від­ношення енергій, які виділяються в результаті цих двох

процесів, дорівнюєтобто під час поділу

ядер 1 г урану-235 і синтезі 1 г гелію виділяється приблиз­но однакова кількість енергій

А якщо реакції синтезу зазнають всі ядра в 1 г суміші дейтерію з тритієм, то виділиться у 8 разів більше енергії, ніж її виділяється під час реакції поділу ядер 1 г урану-235. До цього слід додати, що зараз вартість 1 г дейтерію приблизно в 100 разів менша за вартість 1 г урану-235, а його природні запаси фактично невичерпні, чого не мож­на сказати про запаси розщеплюваних речовин. Цим пояс­нюється та велика увага, яка приділяється у всьому світі

відшуканню шляхів здійснення керованих реакцій ядерного синтезу легких ядер.

Однак практично здійснити такі реакції дуже складно. Очевидно, що для об'єднання двох ядер в одне вони мають, долаючи кулонівські сили взаємного відштовхування, наблизитися на відстань порядкусм; тоді подальше

їх зближення і об'єднання виконають уже ядерні сили. Отже, об'єднувані ядра повинні мати досить велику кінетичну енергію для подолання кулонівських сил відштовхування.

Розрахунки показують, що для здійснення реакції син­тезу дейтерію і тритію в гелій їх ядра повинні мати кінетич­ну енергію порядку 0,01 МеВ. Отже, в принципі синтез ядер гелію можна здійснити, бомбардуючи розігнаними до енергії 0,01 МеВ дейтронами ядра тритію. Однак таке бомбардування хоча й дає можливість досягти одиничних випадків з'єднання ядер, але не може бути використане для одержання енергії. На прискорення дейтронів дово­диться затрачувати набагато більше енергії, ніж її виді­ляється в результаті малочисленних випадків синтезу ядер, викликаних цими прискореними дейтронами. Реак­ція синтезу стане економічно вигідною лише в тому випад­ку, коли в суміші дейтерію з тритієм усі ядра (або хоча б значна їх частина) мають енергію порядку 0,01 МеВ. Цього можна досягти шляхом нагрівання суміші до такої темпе­ратури, при якій середня кінетична енергія теплового руху частинок суміші наближається до 0,01 МеВ. Неважко по­казати, що така температура має складати десятки міль­йонів градусів. Справді, ви знаєте, що середня кінетична енергія Е теплового руху частинок дорівнює

звідки

Отже,реакція синтезу може бути здійснена лише при температурі в десятки мільйонів градусів, у зв'язку з чим вона дістала назву термоядерної реакції. При таких темпе­ратурах речовина перетворюється в гарячу плазму. Для здійснення реакції синтезу ядер дейтерію температура плазми має бути ще вищою — порядку 1 млрд. градусів.

На шляху здійснення керованої термоядерної реакції перед фізиками й інженерами стоять такі завдання: одер­жати дуже високі температури порядку 10^й—10° градусів і утримати розігріту плазму тривалий час в заданому об'ємі.

Для одержання плазми високих (порядку 10*—10⁹ гра­дусів) температур можна скористатися такими механіз­мами нагрівання:

а) виділення теплоти при пропусканні електричного струму через плазму; цей механізм придатний на почат­ кових стадіях нагрівання, але з підвищенням температури до 10' К стає зовсім не ефективним, оскільки опір плазми швидко зменшується з підвищенням температури;

б) стискання плазми електродинамічними силами під час проходження через неї струму; стискання обумовлене притяганням паралельних ниток струму в плазмі (пінч- ефект); при швидкому стисканні відбувається як адіабатне розігрівання, так і виділення теплоти за рахунок ударних хвиль і турбулентних процесів;

в) нагрівання високочастотним електромагнітним полем;

г) нагрівання пучками нейтральних атомів досить великих енергій;

д) нагрівання інтенсивним ядерним випромінюванням; в) нагрівання інтенсивними електронними пучками. За допомогою цих методів нагрівання технічно цілком

можливим є досягнення потрібних температур. Головна складність полягає в утриманні високотемпературної і до­сить густої плазми в робочому об'ємі. Гаряча плазма подіб­на до газу, тобто коли вмістити її в замкнутий об'єм реак­тора, вона неминуче вступить в контакт з його стінками, вмить охолоне і випарує стінку. Єдиним відомим методом тривалого утримання високотемпературної плазми є її термоізоляція магнітним полем. Ідея такого утримання була запропонована в 1950 р. російськими фізиками І. Є. Таммом і А. Д. Сахарозим і в 1951 р. американським фізиком Л. Спітцером. В основу цієї ідеї покладено вже згаданий пінч-ефект, тобто поперечне стискання плазми під час пропускання через неї електричного струму. Ціл­ком досяжними є такі сили струму, при яких сили стискан­ня достатні для подолання тиску плазми і тим самим для відтискання її від стінок. Контакту плазми з торцевими електродами можна запобігти, якщо зробити робочий об'єм замкнутим, наприклад у формі тора. Струм в газі, яким заповнюється розрядна тороїдальна камера, збуджується індукційним способом. Для стабілізації плазмового витка використовується поздовжнє магнітне поле, створюване за допомогою обмотки, намотаної на зовнішню поверхню камери.

Експериментальні установки такого типу опрацьовані і використовуються в ряді країн світу. Вони утворюють сьогодні сім'ю установок, які дістали умовну назву «Тока-мак» (тороїдальна камера із стабілізуючим магнітним полем). Схема «Токамака» приведена на малюнку 235.

Ззовні він схожий на трансформатор, в якого вторинна обмотка замінена замкнутою кільцевою (тороїдальною) камерою, заповненою дейтерієм при низькому тиску. Ство­рення плазми, відривання її від стікок і нагрівання здійс­нюється струмом газового розряду, створеним індукційним шляхом. Для цього через центральне вікно тороїдальної камери протягують залізне осердя з намотаною на нього первинною обмоткою. Вторинною обмоткою служить без­посередньо камера з газом. Під час проходження змінного струму через обмотку осердя в газі збуджується струм, який створює і нагріває плазму.

На побудованих до сьогоднішнього дня токамаках удалося щільно підійти до умов здійснення термоядерної реакції. Так, на ♦Токамаку-10» у 1975 р. одержана плазма з параметрами:

На американськомутокамаці «Алкатор» одержано

Ці значенняблизькі до тих, які необхідні для здійс­нення термоядерної реакції. Тому установки типу «Тока-мак» більшість спеціалістів вважає найбільш перспектив­ними. Дослідження з магнітної термоізоляції плазми ве­дуться широким фронтом. Зокрема, під егідою міжнарод­ного агентства з атомної енергії (МАГАТЕ) створюється міжнародний токамак «Інтор» з розрахунковими парамет­рами:

Зараз убагатьох країнах світу ведеться велика теоре­тична й експериментальна робота щодо одержання керо­ваних термоядерних реакцій. Поки що важко стверджу-

вати, коли буде одержана керована термоядерна реакція, можна лише сказати, що успішне розв'язання цього зав­дання обіцяє практично безмежне розширення енергетич­них ресурсів на Землі.

Цікаво підкреслити, що термоядерний синтез ядер водню в ядра гелію є джерелом енергії випромінювання Сонця і зір, температура речовини в надрах яких досягає 10⁷—10" градусів.