Тема 6. Эффективность использования ядерных энергоресурсов

Тема 6. Эффективность использования ядерных энергоресурсов.
Ядерная
энергия освобождается
в
виде тепловой
в
процессе
торможения продуктов ядерного деления или синтеза атомных ядер,
движущихся с большими скоростями, и поглощения их кинетической
энергии веществом теплоносителя.
Попытки освобождения энергии связи ядра путем бомбардировки его
протонами и другими заряженными частицами оказались неудачными из-за
противодействия кулоновских сил. Освобождение ядерной энергии стало
возможным после открытия в 1932 г. нейтрона Чадвиком (Англия). Не
обладая зарядом, нейтрон оказался идеальным снарядом для деления ядер,
открытого Ганом и Штрассмоном.
По скоростям движения различают медленные (тепловые) нейтроны,
энергия которых E n = 0.03 – 0.5 (скорость несколько тысяч метров в секунду,
температура комнатная и несколько выше), промежуточные – E n = 1 – 103 эВ
и быстрые E n = 105 эВ и выше.
Энергия активации зависит от вида ядер и применяемых «снарядов».
Так,
235
U,
Uи
233
Pu делятся под действием тепловых нейтронов, а
239
Th и
232
U – при бомбодировке быстрыми нейтронами.
238
Не все нейтроны, направляемые на мишень, сталкиваются с ее ядрами,
а из столкнувшихся не все вызывают соответствующую реакцию.
Если нейтрон не поглощается ядром, а только сталкивается с ним, он
теряет часть энергии, т.е. замедляется. При замедлении (упругом и
неупругом
рассеянии
энергии)
быстрый
нейтрон
может
стать
промежуточным или медленным (тепловым).
Практически все ядерные реакторы, применяемые в настоящее время
на ядерных (атомных) электростанциях, судах и подводных лодках, основаны
на тепле, выделяющемся при цепной реакции делении изотопа урана
Uи
235
составляющего 830 ГДж/г, или 23 МВт/г. Это количество тепла в десятки
миллионов раз больше, чем выделяющееся при сжигании ископаемого
топлива, равное обычно (10-46) ГДж/т.
Природный уран представляет собой тяжелый серебристо-белый
металл с плотностью 18,95 т/м3, содержащий (рис. 6.1):
- 99,3 % изотопа 238U,
- 0,7 % изотопа 235U,
- 0,006 % изотопа 234U.
Рисунок 6.1 – Изотопный состав природного урана.
Уран добывается из урановой руды в виде окиси U 3 O 8 . Руда считается
пригодной, если она содержит как минимум (2-2,5) кг урана на тонну.
Однако встречаются разновидности руды, в которых содержание урана
доходит до 100 кг/т (например в Австралии). С другой стороны, в начале
развития ядерной техники в 1945-1952 годах уран добывался из более бедной
руды; так, например, в качестве урановойруды использовался даже эстонский
диктионемовый аргелит, добываемый вблизи города Силламяэ, в котором
урана содержится только 0,265 кг/т.
Уран вообще весьма распространенный и рассеянный элемент. Он
содержится во всех горных породах (например, в граните приблизительно 1,5
г/т) и в морской воде (3•10-9 частей по массе). Предполагается, в частности,
что в северной полосе Эстонии под каждым квадратным метром земной
поверхности лежит более 1 кг урана.
Распределение мировых запасов урана, добыча которых в настоящее
время считается технически и экономически целесообразной (рациональной),
а также добыча урана в разных странах мира в 2004 году представлены в
таблице 6.1.
Таблица 6.1 – Ресурсы и добыча урана в мире в 2004 году.
Рациональн
ые для добычи
запасы, кт
Добыча,
кт/г
Условный
срок исчерпания,
г
Австралия
735
10,60
69
Казахстан
530
3,14
169
США
345
1,00
345
Канада
334
14,09
24
ЮжноАфриканская
Республика
и
1,06
315
71
3,35
Намбия
Россия
143
3,80
38
Нигер
102
3,50
29
Бразилия
86
0,35
246
Узбекистан
80
2,0
40
Украина
65
0,94
69
2735
43,83
62
291
2,5
116
3026
46,33
65
11 стран с
наибю рационал.
Для
добычи
запасами
Другие
страны
Мир
Анализ таблицы показывает, что наиболее выгодные для добычи
урановые месторождения могут быть исчерпаны, как и месторождения нефти
и природного газа, в течение 21-го века. После этого придется начать добычу
урана
из
технически
и
экономически
более
трудно
осваиваемых
месторождений. Однако за последние 10 лет мировая добыча урана
превышала его потребление, в связи с чем запасы двуокиси обогащенного
урана UO 2 , пригодного для изготовления тепловыделяющих элементов
ядерных
реакторов,
соответствует
приблизительно
4-годовому
их
потреблению. Кроме того, благодаря ликвидации некоторой части ядерного
оружия, в США и в России образовались запасы высокообогащенного урана,
который может быть переработан в ядерное топливо. Поэтому считается, что
в течение ближайших 10-20 лет ядерная энергетика может развиваться даже в
ускоренном темпе без существенных проблем.
Цепные реакции деления ядерных топлив.
Для возникновения цепной реакции необходимо, чтобы в каждом
последующем
акте деления участвовало
больше
нейтронов, чем
в
предыдущем. Делщиеся ядерные топлива являются однокомпонентными.
Тепловые
нейтроны
поглощаются
делящимися
изотопами
наиболее
интенсивною Сечение деления в тепловой области в сотни разпревышает
сечение деления в области энергий быстрых нейтронов. Поэтому в атомных
реакторах нейтроны замедляются в специальных веществах – замедлителях –
воде, тяжелой воде, бериллии, графите и др.
Природный уран, добываемый из земной коры, содержит только
0,712%
U, делящегося при захвате тепловых нейтронов. Остальную массу
235
составляет
U, который обладает большим сечением захвата тепловых
238
нейтронов, поэтому осуществить цепную реакцию с ними можно только при
тщательном расчете системы топливо-замедлитель в реакторах очень
больших размеров. Это приводит к необходимости обогащать природный
уран добавлением в него
реакторам
U от 1-2 до 40-80% (первые цифры относятся к
235
электростанций,
а
последние
–
к
реакторам
некоторых
транспортных установок).
В двухступенчатом режиме с воспроизводством топлива можно
использовать
U и
238
Th. Ни одного из них не делится под действием
232
тепловых нейтронов, но, захватывая быстрые нейтроны, они превращаются в
делящиеся изотопы
Pu и
239
U. (рис.6.2 ). Таким путем запасы ядерного
233
топлива теоретически увеличиваются почти в 140 раз за счет энергии урана и
еще в 2-3 раза за счет энергии тория. Однако если учесть при этом различные
потери, то энергоресурсы возрастут только в 15-25 раз. В расчете на это и
планируется будущее ядерной энергетики (деления).
Рисунок 6.2 – Процессы воспроизводства ядерного топлива:
а – урановый цикл; б – ториевый цикл.
Реакцию деления в общей формуле можно записать так:
+ 2,5 n
Символ n означает нейтрон, а А 1 и А 2 – два осколка деления,
представляющие собой радиоактивные многократно ионизованные атомы
различных элементов из средней части периодической таблицы Д.И.
Менделеева. В среднем за каждый акт деления 235U испускается 2,5 нейтрона.
При делении ядра
U освобождающаяся энергия распределяется между
235
различными продуктами деления.
Энергия, уносимая нейтрино, не может быть уловлена. Кинетическая
энергия продуктов реакции, попадающих в вещество теплоносителя,
превращаются в теплоту. Ядерное топливо в количестве 1 кг обеспечивает
получение тепловой мощности 2000 кВт в течение года.
Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлических
блоков, отличающихся высокой эффективностью использования нейтронов,
хорошей теплопроводностью ив ысоким сопротивлением термическим
ударам (внезапным изменениям теплового режима при включении и
выключении реактора). Но твердое металлическое ядерное топливо имеет и
ряд недостатков: низкую температуру плавления, малую прочность,
испытывакет фазовые превращения при высокой температуре, что не
позволяет применять его в реакторах большой удельной мощности. Для
устранения этих недостатков разрабатывают различные виды керамического
ядерного топлива – двуокись урана UO 2 , карбид урана UC, силицид урана
USi 2 и др.
Помимо твердых на базе указанных выше делящихся материалов
готовят жидкие и газообразные ядерные топлива или топливные суспензии и
аэрозоли.
Вопросы для самоконтроля.
1.
На какие группы делятся нейтроны?
2.
Назовите основной изотоп, применяемый в ядерных реакторах.
3.
Каково условие возникновения цепной реакции?
4.
Напишите реакцию деления 238U.
5.
Назовите недостатки твердого металлического ядерного топлива.