Прорыв-2
Итак, продолжим про реакторы. До описания, собственно, проекта Прорыв пока далеко, но я надеюсь добраться до этого в обозримом будущем.
В общем, физикам удалось запустить атомный реактор на цепной реакции деления. Ядра урана делятся, испускают нейтроны, эти нейтроны попадают в другие ядра, они тоже делятся, и так много часов, дней и даже месяцев подряд. При делении одного ядра выделяется 210 МэВ энергии. Некоторую долю этой энергии, к сожалению, уносит нейтрино, но бОльшая часть - 190 МэВ - остается. Эти мегаэлетронвольты греют внутренности реактора, реактор греет воду, вода превращается в пар и далее, как в обычных угольных электростанциях, вращает турбину. При делении 1 грамма урана выделяется 78 мегаджоулей, или, то же самое, 18,5 мегакаллорий - один мегаватт в сутки тепловой энергии. При делении урана выделяется в 2 миллиона раз больше энергии, чем при сгорании такого же количества угля. Надо только построить реактор, засунуть туда некоторое количество урана, и остается стричь купоны за электроэнергию. Ну и приглядывать за станцией, как бы ее кто-нибудь не отобрал.
К сожалению, есть и подводные камни. Как мы видели в прошлой части, для запуска цепной реакции необходим уран-235. Наиболее распространенный изотоп - 238-й - делится только быстрыми нейтронами. Однако при попадании быстрого нейтрона в ядро 238-го урана нейтрон, вероятнее всего, отскочит и замедлится. Деления происходят только после каждого пятого столкновения. При делении выделяется 2 или 3 нейтрона. Цепная реакция не идет - нейтроны по большей части замедляются и больше не могут делить 238-й изотоп. Нужен уран-235 (или плутоний), который будет делиться медленными нейтронами.
В природном уране 235-го изотопа - всего 0.72%. Отделить уран-235 от урана-238 довольно сложно. В химических реакциях они участвуют одинаково, различаются только физические свойства. О проблемах обогащения очень подробно и образно написал Алексей Анпилогов здесь: http://crustgroup.livejournal.com/26203.html Не берусь его переплюнуть, просто перескажу основные пункты для тех, кто не любит ходить по ссылкам.
Для обогащения уран превращают в газ гексафторид урана (UF6). Далее есть 3 альтернативы:
1) Газовые диффузоры
2) Центрифуги
3) Лазерное обогащение
Газовые диффузоры - быстрое решение, сляпанное на коленке для атомной бомбы. Требует больших затрат электроэнергии, поэтому дорого.
Центрифуги - сейчас основной метод обогащения. По непонятным историческим причинам (не повезло так не повезло) эта технология не была развит в США и Франции. Эти страны сейчас испытывают некоторое технологическое отставание, и Россия держит львиную долю мирового обогащения.
Лазерное обогащение - некая прорывная технология будущего. США грозится, что вот-вот ее разработает, и всех порвет по цене. Но пока эта технология не вышла из стадии экспериментов.
Вообще обогащение урана контролируется МАГАТЭ, это разрешено только некоторым странам, кто не слушается - тому санкции и прочие кары.
Что-то я отвлекся... короче, обогащение урана - дело муторное и дорогое. Можно ли тут что-то сделать? Давайте вернемся к нашим нейтронам. Вот нейтрон вылетел при делении ядра. С небольшой вероятностью он врежется в ядро урана-238 и поделит его, но скорее всего отскочит и попадет в замедлитель. Там он несколько раз ударится о ядра замедлителя, потеряет скорость и отправится искать свое ядро урана-235. Если, конечно, не поглотится ядром замедлителя. Также нейтрон может поглотиться ядром урана-238 (с образованием плутония-239), или ядром конструкционного элемента. Надо постараться уменьшить поглощение нейтронов, чтобы хватало меньшего количества урана-235 в составе топлива.
У реакторщиков есть следующие варианты:
1) Можно взять в качестве замедлителя тяжелую воду. Она достаточно хорошо замедляет нейтроны и практически их не поглощает. Более того, тяжелая вода сама производит немного нейтронов под действием гамма-излучения. На тяжелой воде можно запустить реактор даже на природном уране. Так работают реакторы CANDU. Но, к сожалению, им надо очень много тяжелой воды высокой степени очистки. Она стоит дорого, а еще имеет свойство вытекать и испарятся во время эксплуатации. Все это приводит к потере денег, поэтому такие реакторы не получили широкого распространения.
2) Можно не заморачиваться и использовать в качестве замедлителя обычную воду. Правда, она поглощает нейтроны, поэтому придётся обогатить уран перед закладкой. Так работает большинство современных реакторов, в частности, российские ВВЭР. Такие реакторы называются легководными. В англоязычных статьях их называют PWR и BWR, в зависимости от того, кипит в них вода, или нет (P - pressured - вода под давлением. B - boiling - кипящая вода).
3) А можно сделать финт ушами и замедлять нейтроны графитом. Правда, для отвода тепла все равно надо использовать воду - обычную легкую воду. Она поглощает нейтроны, поэтому топливо все равно надо обогащать, но меньше, чем для легководных реакторов. Но тут есть нюанс. Называется коэффициент реактивности. Эти коэффициенты бывают разные: паровой, температурный и много еще других. Что это такое? Предположим, в реакторе в каком-то месте температура повысилась и вода вскипела. Вода превратилась в пар, пар поглощает меньше нейтронов, чем вода. Если бы это был обычный легководный реактор, то произошло бы следующее: пар не только меньше поглощает нейтронов, но и меньше замедляет. Интенсивность деления в окрестностях точки кипения уменьшается, температура падает, пар конденсируется обратно в воду. А в уран-графитовом нейтроны все так же замедляются графитом, но меньше поглощаются. Реакция идет с ускорением. Так проявляется паровой коэффициент реактивности. Еще есть коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя и по плотности теплоносителя. Они проявляются так же: разгоняют уран-графитовые реакторы и замедляют легководные.
В условиях обычной эксплуатации эти эффекты не критичны, но 26 апреля на Чернобыльской АЭС персонал сделал что-то не так, с известным финалом: 30 погибших (двое во время аварии, и 28 переоблучились при разборе завалов) и около 300 получивших инвалидность. В определенной среде пошли споры: кто больше виноват - те, кто спроектировал реактор с сюрпризом, или те, кто нарушил правила эксплуатации и на этот сюрприз наткнулся. Есть и третья точка зрения: поговаривают, что на той станции у физиков отжали денежные потоки (см. начало данного поста), вот станция и взбрыкнула. По итогам закрывать реакторы РБМК не стали, хотя и внедрили дополнительные меры безопасности.
Ну вот, рассказал только об одной из проблем, связанной с обогащением топлива. В следующих сериях:
- Еще одна проблема: ценный обогащенный уран сгорает не полностью:(
- Урана-то, оказывается, на Земле не так уж и много...
- Но это еще не все! Кроме вопроса, как добыть уран, есть еще вопрос, что делать с ураном после облучени в реакторе! Оставайтесь с нами, у нас чем дальше, тем страшнее!
И только после этого перейдем к быстрым реакторам и к самому Прорыву...
В общем, физикам удалось запустить атомный реактор на цепной реакции деления. Ядра урана делятся, испускают нейтроны, эти нейтроны попадают в другие ядра, они тоже делятся, и так много часов, дней и даже месяцев подряд. При делении одного ядра выделяется 210 МэВ энергии. Некоторую долю этой энергии, к сожалению, уносит нейтрино, но бОльшая часть - 190 МэВ - остается. Эти мегаэлетронвольты греют внутренности реактора, реактор греет воду, вода превращается в пар и далее, как в обычных угольных электростанциях, вращает турбину. При делении 1 грамма урана выделяется 78 мегаджоулей, или, то же самое, 18,5 мегакаллорий - один мегаватт в сутки тепловой энергии. При делении урана выделяется в 2 миллиона раз больше энергии, чем при сгорании такого же количества угля. Надо только построить реактор, засунуть туда некоторое количество урана, и остается стричь купоны за электроэнергию. Ну и приглядывать за станцией, как бы ее кто-нибудь не отобрал.
К сожалению, есть и подводные камни. Как мы видели в прошлой части, для запуска цепной реакции необходим уран-235. Наиболее распространенный изотоп - 238-й - делится только быстрыми нейтронами. Однако при попадании быстрого нейтрона в ядро 238-го урана нейтрон, вероятнее всего, отскочит и замедлится. Деления происходят только после каждого пятого столкновения. При делении выделяется 2 или 3 нейтрона. Цепная реакция не идет - нейтроны по большей части замедляются и больше не могут делить 238-й изотоп. Нужен уран-235 (или плутоний), который будет делиться медленными нейтронами.
В природном уране 235-го изотопа - всего 0.72%. Отделить уран-235 от урана-238 довольно сложно. В химических реакциях они участвуют одинаково, различаются только физические свойства. О проблемах обогащения очень подробно и образно написал Алексей Анпилогов здесь: http://crustgroup.livejournal.com/26203.html Не берусь его переплюнуть, просто перескажу основные пункты для тех, кто не любит ходить по ссылкам.
Для обогащения уран превращают в газ гексафторид урана (UF6). Далее есть 3 альтернативы:
1) Газовые диффузоры
2) Центрифуги
3) Лазерное обогащение
Газовые диффузоры - быстрое решение, сляпанное на коленке для атомной бомбы. Требует больших затрат электроэнергии, поэтому дорого.
Центрифуги - сейчас основной метод обогащения. По непонятным историческим причинам (не повезло так не повезло) эта технология не была развит в США и Франции. Эти страны сейчас испытывают некоторое технологическое отставание, и Россия держит львиную долю мирового обогащения.
Лазерное обогащение - некая прорывная технология будущего. США грозится, что вот-вот ее разработает, и всех порвет по цене. Но пока эта технология не вышла из стадии экспериментов.
Вообще обогащение урана контролируется МАГАТЭ, это разрешено только некоторым странам, кто не слушается - тому санкции и прочие кары.
Что-то я отвлекся... короче, обогащение урана - дело муторное и дорогое. Можно ли тут что-то сделать? Давайте вернемся к нашим нейтронам. Вот нейтрон вылетел при делении ядра. С небольшой вероятностью он врежется в ядро урана-238 и поделит его, но скорее всего отскочит и попадет в замедлитель. Там он несколько раз ударится о ядра замедлителя, потеряет скорость и отправится искать свое ядро урана-235. Если, конечно, не поглотится ядром замедлителя. Также нейтрон может поглотиться ядром урана-238 (с образованием плутония-239), или ядром конструкционного элемента. Надо постараться уменьшить поглощение нейтронов, чтобы хватало меньшего количества урана-235 в составе топлива.
У реакторщиков есть следующие варианты:
1) Можно взять в качестве замедлителя тяжелую воду. Она достаточно хорошо замедляет нейтроны и практически их не поглощает. Более того, тяжелая вода сама производит немного нейтронов под действием гамма-излучения. На тяжелой воде можно запустить реактор даже на природном уране. Так работают реакторы CANDU. Но, к сожалению, им надо очень много тяжелой воды высокой степени очистки. Она стоит дорого, а еще имеет свойство вытекать и испарятся во время эксплуатации. Все это приводит к потере денег, поэтому такие реакторы не получили широкого распространения.
2) Можно не заморачиваться и использовать в качестве замедлителя обычную воду. Правда, она поглощает нейтроны, поэтому придётся обогатить уран перед закладкой. Так работает большинство современных реакторов, в частности, российские ВВЭР. Такие реакторы называются легководными. В англоязычных статьях их называют PWR и BWR, в зависимости от того, кипит в них вода, или нет (P - pressured - вода под давлением. B - boiling - кипящая вода).
3) А можно сделать финт ушами и замедлять нейтроны графитом. Правда, для отвода тепла все равно надо использовать воду - обычную легкую воду. Она поглощает нейтроны, поэтому топливо все равно надо обогащать, но меньше, чем для легководных реакторов. Но тут есть нюанс. Называется коэффициент реактивности. Эти коэффициенты бывают разные: паровой, температурный и много еще других. Что это такое? Предположим, в реакторе в каком-то месте температура повысилась и вода вскипела. Вода превратилась в пар, пар поглощает меньше нейтронов, чем вода. Если бы это был обычный легководный реактор, то произошло бы следующее: пар не только меньше поглощает нейтронов, но и меньше замедляет. Интенсивность деления в окрестностях точки кипения уменьшается, температура падает, пар конденсируется обратно в воду. А в уран-графитовом нейтроны все так же замедляются графитом, но меньше поглощаются. Реакция идет с ускорением. Так проявляется паровой коэффициент реактивности. Еще есть коэффициенты реактивности по температуре теплоносителя и по плотности теплоносителя. Они проявляются так же: разгоняют уран-графитовые реакторы и замедляют легководные.
В условиях обычной эксплуатации эти эффекты не критичны, но 26 апреля на Чернобыльской АЭС персонал сделал что-то не так, с известным финалом: 30 погибших (двое во время аварии, и 28 переоблучились при разборе завалов) и около 300 получивших инвалидность. В определенной среде пошли споры: кто больше виноват - те, кто спроектировал реактор с сюрпризом, или те, кто нарушил правила эксплуатации и на этот сюрприз наткнулся. Есть и третья точка зрения: поговаривают, что на той станции у физиков отжали денежные потоки (см. начало данного поста), вот станция и взбрыкнула. По итогам закрывать реакторы РБМК не стали, хотя и внедрили дополнительные меры безопасности.
Ну вот, рассказал только об одной из проблем, связанной с обогащением топлива. В следующих сериях:
- Еще одна проблема: ценный обогащенный уран сгорает не полностью:(
- Урана-то, оказывается, на Земле не так уж и много...
- Но это еще не все! Кроме вопроса, как добыть уран, есть еще вопрос, что делать с ураном после облучени в реакторе! Оставайтесь с нами, у нас чем дальше, тем страшнее!
И только после этого перейдем к быстрым реакторам и к самому Прорыву...