ВОЗОБНОВЛЯЕМЫЕ ИСТОЧНИКИ ЭНЕРГИИ

Реакции деления

На данный момент существуем три наиболее популярных элемен­та, которые широко используются при ядерных реакциях: 235 U, 239 Ри и 233 U. Из них только 235 U можно добыть на Земле в достаточном для практического использования количестве. 239Pu и 233 U могут быть получены путем трансфор­мации других веществ ( 238U и 232Th).

Реакция ядерного деления с последующим выделением тепла имеет место при разрушении атома медленным нейтроном. Столкновение быстрых нейтронов с атомом 235 U вызывает их отражение от него, тогда как при его столкновении с нейтроном с низкой энергией происходит следующая реакция:

235 т т, 1 __ . 236 тт /н

92 U + 0Л—> 92 U. (7)

Получающийся в результате реакции 236 U распадается с выделением альфа-час - тицы (время жизни 7,5 с). Более значительной в отношении выделения энергии является реакция спонтанного распада этого атома:

292и + 3„[1]и + продукты распада +... + 3 • 10-11 (8)

Таким образом, при соответствующих условиях [2]^U абсорбирует нейтрон и получившийся атом расщепляется на ядра меньшего размера с выделением трех нейтронов и около 3 • 10 м Дж энергии:

292^J + ои З,}и + продукты распада +3 10 11 Дж. (9)

При распаде 1 кг 235 U будет получено около 77 ТДж энергии:

3 • 10 11 Дж/атом х 6 • 1026 атомов/кмоль - 235 H/kMll = 77 ТДж/кг

Данное значение можно сопоставить с энергией, выделяющейся при химиче­ской реакции, которая составляет десятки мегаджоулей на килограмм. То есть в данном случае энергии будет выделяться на несколько порядков больше, чем при химической реакции.

Реакция распада урана может иметь цепной характер. Это связано с тем, что в результате распада атома появляется три свободных нейтрона, которые затем могут привести к распаду еще трех атомов урана. Однако при попытках создать такой ядерный реактор ученые столкнулись с целым рядом трудностей:

представляет собой смесь и 2щ U. Последний является балластом, ко­торый абсорбирует быстрые, а не медленные нейтроны. Для уменьшения по­терь нейтронов необходимо обогатить топливо, т. е. увеличить соотношение 2Ци / 2,д LJ • Это топливо помещается в длинные стержни (ТВЭЛы), которые помещаются в среду замедлителя нейтронов. При такой конфигурации быст­рые нейтроны выходят из ТВЭЛов, тормозятся в замедлителе и возвращаются обратно в систему топливных стержней. При этом они не обладают доста­точной энергией, чтобы быть абсорбированными ™{j, но уже могут реаги­ровать с 2Ц] ■ Значительного обогащения урана не требуется в реакторах, в которых в качестве замедлителя используется тяжелая вода D20. Примером такого реактора является реактор CANDU (Canadian Deuterium Uranium), где в качестве топлива используется необогащенный уран, в качестве замедлителя и охладителя — тяжелая вода.

Ясно, что для обеспечения стабильной работы реактора необходимо, чтобы каждая предыдущая реакция деления инициировала строго одну последующую реакцию, в противном случае скорость реакции будет либо экспоненциально расти, либо снижаться. Для поддержания такого равновесия используются спе­циальные регулирующие системы. При определенных условиях процесс ядер­ного деления, к счастью, может быть и саморегулируемым, поскольку с ростом скорости реакции растет температура системы, а это приводит к увеличению энергии (разгону) нейтронов.

Изотопы урана могут иметь атомную массу в диапазоне от 227 до 240, однако в природных условиях уран встречается только в виде изотопов (табл. 1.10):

Оценки показывают, что в западных странах запасы оксида урана U3Og со­ставляют около 6 • 109 кг, из которых только 34 • 106 кг могут быть использованы для ядерного деления, что соответствует энергии 2600 ЭДж. Эту цифру можно сравнить с общими энергетическими запасами угольного топлива 40 000 ЭДж.

Относительно скромные запасы урана для реакторов деления могут быть уве­личены при использовании так называемых реакторов-размножителей (бридерных реакторов, или реакторов на быстрых нейтронах), в которых ядерное топливное сырье может быть трансформировано в полноценное ядерное топливо.

Рассмотрим, к примеру, , который при столкновении поглощает быст­рые нейтроны:

2оди + гп -> 2Ц] -> _^е + 29®Np -> _?<? + 2адРи, (10)

или 232Th:

232Th + 'п -> 233Th -> Че + 233Ра -> > + 233U. (11)

Путем получения плутония в бридерных реакторах общий энергетический потенциал уранового топлива увеличивается до 320 ООО ЭДж. А с учетом воз­можности использования тория этот потенциал может быть дополнительно су­щественно увеличен.