Тема 6. Новые источники энергии и способы их использования
реклама
Тема 6. Новые источники энергии и способы их использования. Ядерные реакции на быстрых нейтронах Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ. Названия реакторов связаны с особенностями происходящих в них физических процессов: рождением, движением и поглощением нейтронов, вызывающих деление ядерного топлива. Энергия нейтронов в момент их рождения в реакторе очень высока: они движутся со скоростью несколько тысяч километров в секунду. Это – «быстрые» нейтроны. В результате столкновений с окружающими атомами их энергия и скорость уменьшаются. Этот процесс называется замедлением нейтронов. Особенно эффективно замедляются нейтроны в воде и в чистом графите, которые и используются в ядерных реакторах в качестве замедлителя нейтронов. Нейтроны, замедленные до скорости теплового движения атомов, т.е. до нескольких километров в секунду, в ядерной физике принято называть «тепловыми». Тепловые нейтроны имеют наибольшую вероятность вызвать деление ядер топлива. Поэтому реакторы, в которых процесс деления ядер происходит под действием тепловых нейтронов, требуют для своего запуска наименьшего количества ядерного горючего. Иными словами, их «критическая масса» минимальна, что объясняет преимущественное применение тепловых ректоров в современной атомной энергетике. В реакторах без замедления нейтронов процесс деления ядерного топлива происходит при взаимодействии с быстрыми нейтронами. Поэтому и называются они реакторами на быстрых нейтронах, или просто «быстрыми» реакторами. В таких реакторах горение ядерного топлива начинается при большей критической массе ядерного горючего, чем в тепловых. Соответственно и стоимость их топливной загрузки выше. В чем же преимущество быстрых реакторов? В их уникальной возможности обеспечивать себя топливом, и более того, обеспечивать топливом другие ядерные установки. Существует всего три вида атомов, которые могут осуществлять цепную ядерную реакцию: плутоний - Pu-239 и два изотопа урана - U-235 и U-233. Из них только уран–235 встречается в природе, и то в малых количествах, а уран–233 и плутоний–239 в природе практически не встречаются. Они образуются в результате бомбардировки нейтронами изотопов урана U-238 и тория Th-232, которые имеются в природе в относительно большом количестве, причем торий приблизительно в три раза более распространен в земной коре, чем уран. Чтобы резко расширить топливную базу атомной энергетики, необходимо заставить работать в реакторах весь природный уран, включая его «негорючую» часть - уран U-238. Именно такая возможность и реализуется в быстрых реакторах. Применяя реакторы на быстрых нейтронах (реакторы-размножители, реакторы-бридеры), можно гораздо полнее использовать природное ядерное горючее. Применительно к этим реакторам можно рассматривать Pu-239 и U233 как исходное ядерное топливо, а U-238 и Th-232 - как своего рода сырье, из которого в реакторе получается вторичное ядерное топливо, то есть новые порции Pu-239 и U-233.Таким образом, в реактор–размножитель загружается исходное ядерное топливо (Pu-239 или U-233) и атомное сырье ( U-238 или Th-232). Реактор производит тепловую энергию, преобразуемую на АЭС в электрическую, и дает вторичное ядерное топливо. В одних реакторах расходуемое и воспроизводимое ядерное топливо -– Pu-239, в других – U233. Важной физической особенностью быстрого реактора является то, что в нем образуется больше нейтронов, которые могут поглотиться в уране U238. Поэтому и процесс образования плутония в нем идет намного быстрее, чем в любом другом реакторе. В результате за время работы в быстром реакторе накапливается примерно столько плутония, сколько сгорает первоначально загруженного урана U-235. Если же быстрый реактор загрузить сразу плутониевым топливом в смеси с неделящимся ураном U- 238, то нового плутония в нем образуется даже больше, чем сгорает в процессе работы. Получается, что быстрый реактор обладает уникальным и очень ценным свойством – он способен воспроизводить ядерное топливо, полностью в процессе своей работы восполняя его выгорание и даже увеличивая массу горючего. Рис. 6.1 Реакции расщепления в реакторах на тепловых и на быстрых нейтронах Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах производят энергию при более полном использовании U-238 в реакторных топливных сборках путем сжигания плутония, вместо расщепляющегося изотопа U-235, применяемого в тепловых реакторах. Если такие реакторы используются для производства большого количества плутония (большего, чем они потребляют), их называют реакторами-размножителями (бридерами) на быстрых нейтронах. Многолетний интерес к таким реакторам как раз и обусловлен их способностью производить больше топлива, чем они потребляют. Кроме того, они могут утилизировать оружейный уран и плутоний и сжигать ядерные отходы. Обычные реакторы на тепловых нейтронах производят два "избыточных" материала: плутоний (появляется при поглощении ураном-238 нейтронов и отделяется затем в процессе переработки) и обедненный уран (получается при обогащении природного урана). Плутоний используется в реакторах на быстрых нейтронах как основное топливо и в то же самое время плутоний образуется из U-238 обедненного урана, которым окружают активную зону реактора в виде специальных "бланкет". Другими словами, реактор одновременно и "сжигает", и "производит" плутоний. В зависимости от конструкции реактора, произведенный расщепляющийся плутоний может использоваться либо в этом же реакторе, либо в будущих реакторахразмножителях, либо в обычных легко-водных реакторах. Реакторы на эффективность, быстрых обусловленную нейтронах имеют высокую высокотемпературным тепловую режимом их эксплуатации. Охлаждение активной зоны осуществляется в них с помощью жидкого натрия. Хотя с химической точки зрения это довольно сложно, тем не менее, сделать это проще, чем использовать воду при очень высоком давлении. Опыт эксплуатации таких реакторов и экспериментальные исследования показали, что система охлаждения на основе жидкого металлического натрия надежнее, чем системы, использующие воду очень высокого давления или пар (в легко-водных реакторах). Ядерные реакторы, охлаждаемые легкой водой под большим давлением (до 22.13 МПа), из-за невысокой (не более 374 оС) температуры воды на входе в парогенераторы имеют КПД энергетической установки 3033%. Реакторы необходимом с для жидкометаллическим перекачки охлаждением теплоносителя, могут при давлении, иметь высокую (ограниченную стойкостью конструкционных материалов) температуру на входе в парогенераторы, что повышает КПД до 40-43%. В итоге для выработки одного и того же количества электроэнергии в ядерных реакторах с высокой температурой теплоносителя тратится меньше ядерного топлива, чем в легководных реакторах. Топливный цикл быстрых реакторов-размножителей позволяет извлечь больше энергии из первоначально добытого урана. Именно поэтому реакторы-размножители очень привлекательны для производства энергии. Именно быстрые реакторы смогут решить важнейшую проблему энергетики – проблему надежного и долговременного обеспечения ее топливом. Естественно, что для этого доля быстрых реакторов в атомной энергетике должна быть немалой – по крайней мере, 30 % от общего числа ядерных реакторов. Кроме того, должна быть налажена система переработки ядерного топлива с извлечением из него плутония. Устройства реактора на быстрых нейтронах. Активная зона реактора на быстрых нейтронах устроена подобно луковице, слоями топливных сборок образуют три зоны с различным обогащением по урану-235 – 17, 21 и 26% (изначально зон было только две, но, чтобы выровнять энерговыделение, сделали три). Они окружены боковыми экранами (бланкетами), или зонами воспроизводства, где расположены сборки, содержащие обедненный или природный уран, состоящий в основном из изотопа 238. В торцах ТВЭЛов выше и ниже активной зоны также расположены таблетки из обедненного урана, которые образуют торцевые экраны (зоны воспроизводства). Тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют собой собранный в одном корпусе набор тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) – трубочек из специальной стали, наполненных таблетками из оксида урана с различным обогащением. Чтобы ТВЭЛы не соприкасались между собой, и между ними мог циркулировать теплоноситель, на трубочки навивают тонкую проволоку. Натрий поступает в ТВС через нижние дросселирующие отверстия и выходит через окна в верхней части. В нижней части ТВС расположен хвостовик, вставляемый в гнездо коллектора, в верхней – головная часть, за которую сборку захватывают при перегрузке. Топливные сборки различного обогащения имеют различные посадочные места, поэтому установить сборку на неправильное место просто невозможно. Для управления реактором используется 19 компенсирующих стержней, содержащих бор (поглотитель нейтронов) для компенсации выгорания топлива, 2 стержня автоматического регулирования (для поддержания заданной мощности), а также 6 стержней активной защиты. Поскольку собственный нейтронный фон у урана мал, для контролируемого запуска реактора (и управления на малых уровнях мощности) используется «подсветка» – фотонейтронный источник (гамма-излучатель плюс бериллий). Рис. 6.2 Блок-схема энергетического реактора на быстрых нейтронах Теплоносители Теплоносителями в реакторе на быстрых нейтронах выступают расплавы металлов или солей. Наибольшее распространение получило использование натрия. Отметим, что с точки зрения эффективности воспроизводства, натрий – не лучший выбор теплоносителя для быстрого реактора-наработчика. Хуже натрия может быть только вода. Лёгкий химический элемент Na (атомный вес всего лишь 23) превращается в активной зоне в замедлитель. Спектр нейтронов из-за этого существенно смягчается – растёт доля нейтронов с меньшими энергиями – и показатели воспроизводства ядерного топлива падают. Однако у натрия есть немаловажные теплофизические и прочие преимущества над тяжёлыми теплоносителями типа свинца и свинцависмута, и поэтому конструкторам пришлось пойти на компромисс. Одним из следствий применения натрия в БН стало то, что процессы получения энергии деления и производства плутония в этих реакторах пространственно разделены. Новые делящиеся изотопы образуются в боковой и торцевых зонах воспроизводства, или бланкетах, окутывающих активную зону наподобие одеяла – откуда и пошло их английское название blanket. Так же есть данные о проектах. электростанций на быстрых нейтронах с газовыми теплоносителями. Отдельно стоит теплоносителя. Ртуть уделить вниманию первоначально применению казалась ртути как перспективным теплоносителем. Это тяжелый металл, поэтому плохо замедляет нейтроны, спектр такого реактора очень быстрый, и коэффициент воспроизводства велик. Ртуть — жидкость при комнатной температуре, что упрощает конструкцию (не нужен подогрев жидкометаллического контура для пуска), кроме того, планировалось направлять пары ртути непосредственно в турбину, что гарантировало очень высокий кпд при относительно низкой температуре. Для отработки ртутного теплоносителя был построен реактор БР-2 тепловой мощностью 100 кВт. Однако, реактор проработал меньше года. Главным недостатком ртути являлась ее высокая коррозийная активность. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются токсичность, дороговизна, большие затраты энергии на перекачку. В результате ртуть была признана бесперспективным теплоносителем. Уникальной особенностью БР-2 стал также выбор топлива - металлический плутоний (сплав σ-фазного плутония с галлием). Уран использовался только в зоне воспроизводства. Реакторы на быстрых нейтронах не получили широкого распространения по ряду причин. В первую очередь это связано с особенностями их конструкции. Как уже было сказано выше, воду нельзя использовать в качестве теплоносителя, поскольку она является замедлителем нейтронов. Поэтому в быстрых реакторах в основном используются металлы в жидком состоянии – от экзотических свинцововисмутовых сплавов до жидкого натрия (самый распространенный вариант для АЭС). В реакторах на быстрых нейтронах термические и радиационные нагрузки гораздо выше, чем в тепловых реакторах. Это приводит к необходимости использовать специальные конструкционные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем. Корпуса ТВЭЛ и ТВС изготовлены не из циркониевых сплавов, как в тепловых реакторах, а из специальных легированных хромистых сталей, менее подверженных радиационному ‘распуханию’. С другой стороны, например, корпус реактора не подвержен нагрузкам, связанным с внутренним давлением, – оно лишь чуть выше атмосферного». Основные трудности были связаны с радиационным распуханием и растрескиванием топлива. Эти проблемы, впрочем, вскоре были решены, были разработаны новые материалы – как для топлива, так и для корпусов ТВЭЛов. Но даже сейчас кампании ограничены не столько выгоранием топлива (которое на БН-600 достигает показателя 11%), сколько ресурсом материалов, из которых изготовлены топливо, ТВЭЛы и ТВСы. Дальнейшие проблемы эксплуатации были связаны в основном с протечками натрия второго контура, химически активного и пожароопасного металла, бурно реагирующего на соприкосновение с воздухом и водой: «Длительный опыт эксплуатации промышленных энергетических реакторов на быстрых нейтронах есть только у России и Франции. Российские, и французские специалисты с самого начала сталкивались с одними и теми же проблемами. Российские ученые успешно решили, с самого начала предусмотрев специальные средства контроля герметичности контуров, локализации и подавления протечек натрия. А французский проект оказался менее подготовлен к таким неприятностям, в результате в 2009 году реактор Phenix был окончательно остановлен». Термоядерный синтез. Термоядерная реа́кция — разновидность ядерной реакции, при которой лёгкие атомные ядра объединяются в более тяжёлые за счет кинетической энергии их теплового движения. Для того, чтобы произошла ядерная реакция, исходные атомные ядра должны преодолеть так называемый "кулоновский барьер" - силу электростатического отталкивания между ними. Для этого они должны иметь большую кинетическую энергию. Согласно кинетической теории, кинетическую энергию движущихся микрочастиц вещества (атомов, молекул или ионов) можно представить в виде температуры, а следовательно, нагревая вещество можно достичь ядерной реакции. Именно эту взаимосвязь нагревания вещества и ядерной реакции и отражает термин термоядерная реакция. Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от термоядерных взрывного взрывных термоядерного устройствах), синтеза носит (используемого управляемый в характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий(2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B). Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Лаврентьев О. А. Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм, а также Л. А. Арцимович, возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года. Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века. Известно, что И. В. Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы. Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл». Типы реакций Реакция синтеза заключается в следующем: два или больше атомных ядра в результате применения некоторой силы сближаются настолько, чтобы силы, действующие на таких расстояниях, преобладали над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. При создании нового ядра выделится большая энергия сильного взаимодействия. По известной формуле E=mc², высвободив энергию, система нуклонов потеряет часть своей массы. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, проще свести на нужное расстояние, поэтому тяжелые изотопы водорода являются одними из лучших видов топлива для реакции синтеза. Установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом. Схема реакции дейтерий-тритий Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива. Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T) Самая легко осуществимая реакция — дейтерий + тритий: 2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт). Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток — выход нежелательной нейтронной радиации. Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона: Токамак (Тороидальная Камера с Магнитными Катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем. Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания тороидального поля, необходимого для равновесия плазмы. Реакция дейтерий + гелий-3 Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3 2H + 3He = 4He + p при энергетическом выходе 18,4 МэВ. Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях; или добыт на Луне. Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTτ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T. Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3: В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят: Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3, а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием. Другие типы реакций Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов — его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д. «Безнейтронные» реакции Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода. Реакции на лёгком водороде. Стоит отметить, что протон-протонные реакции синтеза, идущие в звёздах, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее. Протон-протонные реакции идут через слабое взаимодействие с излучением нейтрино, и по этой причине требуют астрономических размеров реактора для сколь-либо заметного энерговыделения. p + p → ²D + e+ + νe + 0.4 Мэв Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6Li(d,α)α Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий: Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы: T > 108 K (для реакции D-T). Соблюдение критерия Лоусона: nτ > 1014 см−3·с (для реакции D-T), где n— плотность высокотемпературной плазмы, τ— время удержания плазмы в системе. От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции. В настоящее время (2012) управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии. Термоядерная энергетика и гелий-3 Запасы гелия-3 на Земле составляют в атмосфере около 50 000 т и гораздо больше в литосфере, на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам — 500 тысяч тонн В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления. Наиболее простым способом осуществления термоядерной реакции является синтез дейтерия и трития с выделением гелия-4 и «быстрого» нейтрона: D + T → 4He (3,5 МэВ) + n (14,1 МэВ). Однако при этом бо́льшая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов. В отличие от этого, синтез дейтерия и гелия-3 почти не производит радиоактивных продуктов: D + 3He → 4He (3,7 МэВ) + p (14,7 МэВ), где p — протон. Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие магнитогидродинамический генератор. Вопросы для самоконтроля. 1. Что такое управляемый термоядерный синтез? 2. Назовите условие протекания ядерной реакции 3. В чем заключается реакция синтеза7 4. Чем вызван особый интерес к «безнейтронной» реакции 5. Перечислите основные типы реакций. как
