Энергетические ресурсы Земли (стр. 6 )

Рис.3.1. Схема потоков вещества и энергии в легководном реак­торе на тепловых нейтронах:

1 - обогащение урановой руды; 2 – замедлитель; 3 - делящийся мате­риал; 4 - полезная работа; 5 - переработка топлива; 6 - конденса­тор; Р - реактор: СБТ - сбросная теплота; Т - теплоноситель; БН - быстрые нейтроны; ТН - тепловые нейтроны: ВГ - восстановленное го­рючее; ПРИ - полезные радиоактивные изотопы; От – отходы

Быстрые нейтроны с энергией больше 1 МэВ, образующиеся в ходе реакции деления в ядерном топливе, отдают свою кинетическую энергию замедлителю в виде теплоты. Отдавшие свою энергию нейтроны (замед­ленные нейтроны) используются для поддержания цепной реакции в ядерном топливе. Продукты распада являются носителями кинетической энергии, которая преобразуется в теплоту в тепловыделяющих эле­ментах (ТВЭЛ). Температура ТВЭЛ, как правило, превышает 1000°С.

Большинство неорганических соединений урана растворимо в во­де, поэтому уран в низких концентрациях очень широко распространен по всему земному шару. В большей части гранитов и сланцев его кон­центрация колеблется в пределах 10-5 – 10-4 %. Концентрированная руда, в основном уранит, карнотит, давидит и конгломераты, встреча­ется во многих районах земного шара (США, Канаде, Южной Америке, Южной Африке и др.).

Оценки запасов урана еще более противоречивы, чем нефти. Это происходит потому, что оценка размеров полезных запасов урановой руды, по существу зависит от того, как они используются. В частнос­ти, от того, как происходит обогащение урана и в каких реакторах он применяется. В природе встречаются два изотопа урана: 235U и 238U - в неодинаковом количестве. Запасы 238U составляют 99, З % от общих запасов урана, а 235U всего лишь 0,7%.

Ядро 235U чрезвычайно неустойчиво и делится при попадании в него нейтронов любых энергий. Ядро 238U устойчиво и делится только при попадании быстрых нейтронов (обладающих большой энергией). Вы­деление нейтронов при делении 238U невелико, и вызвать цепную ре­акцию этого изотопа урана невозможно.

Предполагается, что при затратах на добычу до 130 дол./кг изв­лекаемые запасы урана в мире составят 6 млн. т и дополнительные ге­ологические ресурсы 10-20 млн. т. При варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего уже после 2000 г. необходимо будет значительно увеличивать долю разведанных запасов.

3.2. Реакторы - размножители на быстрых нейтронах.

Как отмечено выше, запасы дешевого урана не безграничны и их недостаток уже будет ощущаться после 2000 г. Даже если бы ситуация с запасами урана и не была столь критической, необходимо принимать во внимание и другой фактор. Изотоп 235U, являясь единственным встречающимся в природе делящимся изотопом, относится к невозобновляемым ресурсам. Этот изотоп не образуется в природе, и, если экономически извлекаемые запасы 235U использовать полностью в теп­ловых реакторах, он исчезнет навсегда. Поэтому следует создать та­кую технологию, которая позволила бы применять встречающийся в го­раздо больших количествах изотоп 238U. Этот изотоп не поддержива­ет цепную реакцию под воздействием нейтронов, но может быть преоб­разован в такой элемент, который такую реакцию поддерживает.

Ядра 238U поглощают быстрые нейтроны. В образующихся ядрах 239U начинается, b - распад, имеющий период полураспада 23,5 мин, после чего получается элемент нептуний. Этот изотоп также распада­ется, испуская b - частицы, и превращается в плутоний. Период по­лураспада равен 2,35 сут. Символически это можно записать так:

Данный процесс представляет собой расширенное воспроизводство ядерного горючего. Плутоний 239Pu даже в большей степени, чем 235U подвержен тепловой нейтронной реакции деления, и за одно де­ление у него образуется в среднем большее число нейтронов.

Рис.3.2. Схема потока вещества и энергии в реакторе - размножи­теле на быстрых нейтронах:

1 - обогащение урановой руды; 2 - делящийся материал; 3 - ядерное топливное сырье; 4 - восстановление делящегося материала; 5 - про­дукты радиоактивного распада; 6 - полезная работа; 7 - конденса­тор; РБН – реактор - размножитель на быстрых нейтронах; БН - быстрые нейтроны; СБТ - сбросная теплота; Т – теплоноситель

На рис.3.2 приведена структурная схема реактора - размножителя на быстрых нейтронах. В результате реакции деления в ядерном горю­чем 239Pu образуются быстрые нейтроны, ее продукты деления выделя­ют в топливных элементах теплоту. Затем теплота поглощается теплоносителем и используется для производства пара. В защитном слое из воспроизводящего материала 238U быстрые нейтроны образуют новое ядерное горючее. Выделение плутония из защитного слоя осуществля­ется химическим путем. В реакторе - размножителе на быстрых нейтро­нах в качестве теплоносителя нельзя применять воду, поскольку за­медление нейтронов в данном случае нежелательно. Вместо воды в современных конструкциях в качестве теплоносителя используется жидкий натрий, что позволяет увеличить термический КПД атомных электростанций (АЭС) с 30 до 40%. Несмотря на свойственные им не­достатки, реакторы - размножители на быстрых нейтронах могут найти широкое распространение, поскольку их внедрение обеспечит многок­ратное увеличение запасов урана. Реакторы на быстрых нейтронах об­ладают возможностью воспроизводства ядерного горючего с коэффици­ентом воспроизведения 1,4 и выше и временем удвоения ядерного го­рючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико, так как тре­буется 8 - 10 лет, чтобы реактор на быстрых нейтронах мог выработать плутоний, необходимый для построения такого реактора.

3.3. Термоядерный синтез.

Наиболее широко встречающимся в природе элементом является водород. Несмотря на то, что в свободном состоянии в атмосфере Земли водорода очень мало, огромное его количество содержится на ее поверхности в различных, устойчивых соединениях, в частности в воде. Существуют и изотопы водорода: 1Н, 2H, 3Н. Ядро первого представляет собой протон. Дейтерий 2H устойчив и встречается в природе в количестве примерно 0,015% количества изотопа 1H. Третий изотоп, тритий 3H, неустойчив и имеет период полураспада 12,26 лет. Его легко получить в ходе различных ядерных, реакций. Эти изо­топы могут воспроизводить такие ядерные реакции, при которых сум­марная масса конечных продуктов реакции получается меньше, чем суммарная масса веществ, вступивших в реакцию. Разница в массах, как и в случае реакции деления, составляет кинетическую энергию продуктов реакции. Наибольший интерес представляют следующие реак­ции:

(3.1)

(3.2)

(3.3)

Такой тип ядерной реакции, при котором по крайней мере одно из образующих ядер имеет массу, большую, чем масса любого из пер­воначальных ядер, называется реакцией термоядерного синтеза.

Несмотря на то, что количество энергии, получаемой в резуль­тате единичной реакции синтеза, меньше по сравнению с реакцией де­ления, энергия в расчете на 1 кг вещества сопоставима и составляет 2,37*1013 Дж. Такое количество энергии можно получить примерно из 3 м3 воды при помощи реакции синтеза по типу (3.1), (3.2), (3.3). Энергия, содержащаяся в 1 км3 морской воды, эквивалентна энергии, запасенной в 180 млн. т сырой нефти ( это составляет около 1/1000 всех мировых геологических ресурсов нефти). Суммарный объем океан­ской воды, по оценке специалистов, равен примерно 1,5*109 км3. Если удастся овладеть термоядерным синтезом, можно будет получить поис­тине неограниченный источник энергии. Однако поддержание реакции синтеза в течение какого-либо продолжительного периода времени в замкнутом пространстве, из которого можно было бы отводить теплоту для производства пара, является очень трудной проблемой.

Рис.3.3. Схема потоков вещества и энергии в термоядерном реак­торе:

1 - сепарация дейтерия; 2 - камера термоядерного синтеза; 3 - бланкет-замедлитель; 4 - полезная работа (турбина); 5 - конденсатор; ТР- термоядерный реактор; Т - теплоноситель; СбТ - сбросная теплота; ПТР - продукт термоядерной реакции 4Не; Н - нейтроны; МО - мировой океан

На рисунке показана схема потока вещества и энергии в термоядерном реакторе. Для того, чтобы заставить ядра вступать в реакцию синтеза, требуются высокие температуры, но удовлетворительного способа создания и поддержания таких температур до сих пор не найден. Большие проблемы возникают в развитие системы магнитного удержания плазмы. Если они будут решены, то возникнет проблема отбора и преобразования избыточной энергии, проявляющейся главным образом в сфере кинетической энергии нейтронов. Для этого потребуется теплоноситель с высокой теплоемкостью и в то же время мало подверженный влиянию интенсивного нейтронного облучения в реакторе. Подходящим для этого является металл литий – он имеет высокую точку кипения и отличные характеристики теплопроводности. Два встречающихся в природе устойчивых изотопа лития вступают в реакцию с нейтронами:

(3.4)

(3.5)

Энергия отдачи продуктов реакции – трития и гелия – поглощается металлическим литием, при этом выделяется теплота. Образующийся тритий является весьма опасным для окружающей среды из-за возможности его попадания в организм при дыхании.