Полезные заметки/Ядерная энергетика

Ядерная энергетика, а.к.а. «Мирный атом» — использование ядерных реакций для получения полезной энергии. Как и в ядерном оружии, в ядерной энергетике теоретически может использоваться два вида реакций: деление и синтез. Но на практике всё сложнее, поэтому практически используется только деление, а термоядерная энергетика уже много десятилетий остается в планах на будущее.

Ядерный реактор

В общем-то ядерный реактор является теплофикационным котлом, но с одним кардинальным отличием — нагрев теплоносителя в нем происходит за счет ядерной реации, а не за счет процесса горения. Ядерная реакция, в нашем случае это реакция деления, идет за счет бомбардировки нейтроном и распада ядра «топлива» на ядра более легких элементов, разные частицы и излучения, а энергия, которая выделяется в ходе реакции — это энергия распавшихся связей. Но есть одно кардинальное различие от обычного котла на углеводородном топливе — оно сразу закладывается в реактор цельным куском, что безусловно «гуд», а «бэд» в том, что вы случае его перегрева его подачу никак не перекроете. Процесс же горения в обоих случаях самоподдерживающийся, а в случае ядерного реактора ещё и потенциально лавинообразно нарастающий — для раскола ядра топлива достаточно одного нейтрона, а выделяется их при распаде куда более одного, так что очень быстро можно получить громкий «бум!» на сотни километров кругом. Вот собственно система управления и строится на разных способах удержания поголовья нейтронов в «норме»:

Идея регулирования «нагрева» ядерного реактора достаточно проста: с помощью стержней из материалов, поглощающих нейтроны, популяция нейтронов в реакторе контролируется таким образом чтобы «рождаемость» нейтронов при распаде ядер была равна их «смертности» при поглощении ядрами. Топливо также смешивают, либо переслаивают, с веществами, замедляющими нейтроны (хорошо идут графит и вода) — чем медленней нейтрон летит по реактору, тем больше у него шансов на попадание в нужное ядро.

Вода помимо функции торможения нейтронов в общем случае играет роль теплоносителя, как в обычном котле. От выделяющейся энергии атомной реакции нагревается вода, затем она так или иначе превращается в пар, на котором работает паровая турбина, которая собственно и вращает вал электрогенератора. Прямое преобразование ядерной энергии в электрическую возможно только если энергия в той реакции выделяется в виде быстрых и легких заряженных частиц — это альфа и бета радиоактивный распад и некоторые виды термоядерных реакций. Для таких реакций можно получить электричество сразу из реактора или радиоизотопной батареи за счет того что заряженные частицы поглощаясь в оболочке реактора или радиоизотопной батареи создадут разность потенциалов. Такой принцип генерации используется в радиоизотопных генераторах (не всегда) и может использоваться в термоядерном реакторе на Дейтери и Гелии-3 (на Дейтерии и Тритии не получится ибо там почти всю энергию уносят нейтроны).

Итак в общем случае имеем — реактор, что по сути огромный тугоплавкий котёл, в который помещаются два вида стержней: неподвижные топливные (ТВЭЛ) и подвижные управляющие. Топливные представляют собой сборки из таблеток урана и графита (он нужен для того, чтобы замедлять вылетающие нейтроны и облегчать протекание реакции) в трубках из циркония, а управляющие — дрыны из бора, поглощающего нейтроны и замедляющего ядерную реакцию. Хотим погорячее — поднимаем часть управляющих стержней, хотим холоднее — вставляем их обратно. Если все управляющие стержни вставлены — реакция не идёт. Если все они извлечены — в реакторе становится настолько горячо, что ему может и вышибить крышку, и проплавить стенки — и тогда об окрестностях реактора много десятилетий будут рассказывать анекдоты про колобка и ёжика.

По конструкции реакторы делятся по принципу работы на:

• водо-водяные (PWR) — и теплоноситель и замедлитель обычная вода.
• кипящие (BWR) — пар образуется прямо в реакторе, а не отдельном парогенераторе.
• на быстрых нейтронах — в активной зоне этих реакторов нет замедлителя и в качестве первичного теплоносителя используются разные легкоплавкие металлы от ртути и свинца до натрия.
• Прочие менее многочисленны, но чаще всего встречается тяжеловодный(PHWR), в котором замедлителем является тяжелая вода.

По циркуляции теплоносителя:

• Одноконтурный — одна и та же вода проделывает весь цикл преобразований от нагрева в реакторе, до вращения лопаток турбины.
• Двухконтурный — в типичном водо-водяном реакторе (наиболее распространены и активно строятся в настоящее время) съем тепла идет в три этапа. Первый контур — это вода, которая непосредственно контактирует с активной зоной реактора, а поскольку она облучается нейтронами, то становится радиоактивной — поэтому выпускать такую воду наружу никак нельзя(но если надо, то можно). Она циркулирует туда-обратно под высоким давлением, которое позволяет ей перегреваться до 300 градусов. Второй контур — это вода, которая в котёл не затекает, а нагревается первым контуром через теплообменник и поэтому она не радиоактивна. Именно эта вода превращается в пар и крутит турбину. И наконец, мятый пар после турбин охлаждается либо за счет остывания в градирне(здоровая парящая фигня в виде перевернутого ведра, что бешеные экологи выставляют жупелом), либо водой из расположенного рядом с АЭС пруда-охладителя.
• Трехконтурный — им является натриевый реактор типа БН-800. Первый контур — радиоактивный натрий, второй — нерадиоактивный, третий — пароводяной.

В кипящих реакторах парообразование происходит непосредственно в ядерном котле, так что такие реакторы малость дешевле (нет дополнительного охлаждающего контура, нет дополнительных насосов, нет труб, которые должны держать перегретую воду под давлением в десятки атмосфер), но слава у них… чернобыльско-фукусимская (Чернобыльские РБМК-1000 и семейство фукусимцев были именно одноконтурными кипящими реакторами). У реакторов на быстрых нейтронах — газоохлаждаемых (ноу-хау англичан с их «Магноксами») и жидкометаллических (отечественная серия БН и французский реактор «Феникс») реакторов имеется свой плюс — в них нет воды, эффективно тормозящей образующиеся при делении атомов быстрые нейтроны, так что такие реакторы могут работать чуть ли не на природном уране или дожигать отработанное ядерное топливо.

Чтобы ядерный реактор стабильно работал, он не должен остывать настолько, чтобы реакция остановилась, и не должен перегреваться настолько, чтобы реактор разрушился и случился Чернобыль. За этим следят как автоматизированные компьютерные системы, так и люди-операторы (в особенности СИУР — старший инженер управления реактором, человек, под чьим началом работает вся команда, обслуживающая установку). Работа это достаточно сложная, так как в реакции много факторов. Например, некоторые изотопы, выделяющиеся в ходе реакции, могут «отравлять» реактор — мешать протеканию реакции, и нужно не допускать их накопления.

Обычно вылетающие из реактора нейтроны остаются в воде и превращают водород в дейтерий и тритий (это основной способ получения этих изотопов водорода в промышленности). Такие реакторы называются реакторами на медленных (или тепловых) нейтронах. К этому виду относится подавляющее большинство существующих промышленных реакторов. Недостатком этого типа реакторов является то, что они могут работать только на уране-235, который является довольно редким изотопом. Да и запасы его, по некоторым оценкам, совсем небольшие — лет на 400. Но в некоторых конструкциях реакторов с ними можно делать более интересные вещи. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах. Например, можно их использовать для превращения бесполезного урана-238 в плутоний, который является ценным ядерным топливом. Либо по отдельности от основного котла (чтобы потом использовать этот плутоний для ядерной боньбы), либо прямо в котле (чтобы он тут же и прогорал, и давал тепло). Если реактор так умеет, то ценный уран-235 ему нужен только для запуска, а дальше он может фурыкать и на дешевом уране-238, запасы которого, к тому же, на порядки больше, чем запасы урана-235. А ещё в реакторах на быстрых нейтронах можно дожигать отработанное ядерное топливо после тепловых реакторов, хранение и утилизация которого составляет серьёзную проблему ядерной энергетики.

Что может пойти не так

• Расплавление активной зоны: при перегреве реактора может расплавиться все его содержимое: ТВЭЛы, уран, графит, бор, отходы и всё остальное. В результате получается самонагревающаяся лава, которая называется кориумом. Она может выплавиться за пределы реактора, и тогда наступает локальный ужас и кошмар — эта лава настолько радиоактивна, что к ней опасно для жизни даже приближаться.
• Взрыв. При перегреве реактора или контакте кориума (либо конструкционных элементов, выполненных из циркония) с водой может произойти мгновенное разложение воды и выделение огнеопасного водорода (пароциркониевая реакция). Все это имеет характер взрыва, который может разметать всё, что осталось от внутренностей реактора, по всей округе.
• Йодная (она же ксеноновая) яма. То самое отравление реактора продуктами распада, может стать (и один раз стало) причиной первых двух проблем. Суть проблемы в том что образующийся в реакторе короткоживущий Йод-135 распадается с образованием чуть менее короткоживущего, но хорошо захватывающего нейтроны Ксенона-135. Пока реактор работает на полной мощности Ксенон-135 выжигается нейтронами по мере его накопления. Но стоит убавить мощность — он начнет быстро накапливаться. В результате накопления ксенона возврат только что заглушенного реактора на плановую мощность является крайне интересным мероприятием. Накопившийся изотоп в начале не дает разогнать реактор ловя нейтроны вместо вынутых стрежней, а затем выгорает и интенсивность реакции подскакивает. Если не успеть компенсировать выгорание ксенона стрежнями — может случиться бум. Из-за этого любой реактор нормально работает лишь на полной мощности; попытки работать «на тормозах» сравнимы с попытками ехать на велосипеде со скоростью меньше, чем у неторопливого пешехода: можно, но рулём придётся крутить лихорадочно, чтобы не шлёпнуться. А уж нештатный разгон реактора до полной мощности после её снижения — и вовсе занятие сродни жонглированию включенными бензопилами на велосипеде, который едет по канату со скоростью улитки. В апреле 1986 года в Чернобыле на четвёртом реакторе СИУР оказался плохим жонглёром.
• Аварии в контуре теплофикационной воды — вода и пар на АЭС имеют очень высокие температуру и давления, что требует использования специального оборудования и материалов. Например, в первом контуре водо-водяного ВВЭР-1000 циркулирует вода с температурным графиком 290—320°С под давлением 16 МПа по трубам условным диаметром 800 мм, что овердохрена, но деваться некуда так как только такая уйма воды может снять выделяющейся в реакторе тепло, а иначе пришлось бы увеличивать размеры реактора труб и оборудования еще больше. Разумеется, что нет турбин способных работать при таких параметрах пара и поэтому их снижают либо в расширителе(одноконтурная схема), либо в теплообменнике (двухконтурная схема). Разумеется, что возможно разные инциденты и аварии при таких-то параметрах, что с учетом того что с работой ядерного реактора они прямо не связаны является вещью малоприятной, но не смертельной. Отдельно, отметим что выработать овердохрена энергии на реакторе задача очень простая, а сложная — снять ее на турбогенераторе, напоминаем что КПД турбины порядка 35-40 %, поэтому в том же реакторе ВВЭР номинальная мощность всего 1000 МВт, при тепловом потенциале в первом контуре в 3000 МВт, тоесть КПД всего 33 %.

Радиоизотопный генератор

Просто кусок радиоактивного изотопа. Может использоваться в качестве простой грелки, грелки для тепловой машины (в том числе термопары), источника заряженных частиц. Главный минус — дорого. Казалось бы, герой предыдущего раздела в изобилии производит всякую радиоактивную гадость, вот только почти вся та гадость либо очень быстро распадается, либо распадается слишком медленно и дает слишком малое выделение мощности. Кроме того, реакцией нельзя управлять. Практически идеальный ядерный материал для РИТЭГа — это плутоний-238: период полураспада в 87 лет и хорошо греется, более того, получается как побочный продукт при получении «обычного» плутония, 239-го. Период полураспада означает, что за 87 лет его мощность упадёт вдвое, но он продолжит работать, и за каждые 87 лет его мощность будет падать вдвое.

Что может пойти не так

• Любопытный чукча или бомж-охотник за цветметом разберет РИТЭГ и облучится;

Термоядерный реактор

В термоядерном реакторе всё сильно не так, как в ядерном. Термоядерные реакции не протекают ни в твердой, ни в жидкой фазе — для них нужно только состояние плазмы. Поэтому вся конструкция намного сложнее и капризнее — и в то же время безопаснее.

Термоядерный реактор: это либо устройство на магнитных катушках, которое позволяет сжимать и нагревать плазму из лёгких элементов (водорода, гелия, лития, бора) до высоких температур, либо вакуумная камера с кучей лазеров по краям, в которую кидают капсулу из тех же легких элементов и нагревают теми лазерами до огромных температур. На сегодняшний день наибольшие успехи достигнуты по первому направлению, разработаны следующие типы реакторов:

• Токамак — тороидальная камера с магнитными катушками, с помощью магнитного поля создается тонкое кольцо плазмы. Токамак работает толчками, импульсами, создавая на пике очень высокую температуру и сжатие плазмы. За счет этого токамак считается наиболее перспективным типом реактора.
• Стелларатор — похож на токамак, но работает не толчками, а ровно и стабильно. За счет этого степень нагрева и сжатия плазмы меньше.
• Z-машина — линейный реактор, создающий тонкий длинный прямой шнур плазмы, его удержание достигается так называемым пинч-эффектом, который вызывается собственным магнитным полем плазмы, возникающим при пропускании через нее тока;
• Пробкотрон (пиротрон, зеркальная ловушка) — линейный реактор, создает короткую прямую «палочку», в которой плазма ходит туда-сюда, отражаясь от магнитных «пробок»;
• Фузор Фарнсворта-Хирша — простейший демонстрационный реактор, с электростатическим удержанием плазмы в виде компактного сгустка. Значительно уступает всем перечисленным выше конструкциям и не может быть выведен за критерий Лоусона, но часто используется как учебное пособие для студентов-ядерщиков.
• Поливелл — улучшенный фузор, в котором вместо электростатического удержания используется магнитное.

При нагреве термоядерного топлива тем или иным способом должен произойти выход за критерий Лоусона — то есть состояние, когда в плазме идет реакция, выделяющая больше энергии, чем затрачено на её создание. Если этот критерий взят — то реактор даёт энергию. В принципе, провести термоядерную реакцию несложно — сложно провести её так, чтобы выйти за критерий и получить больше, чем затрачено. Простейший термоядерный реактор — так называемый фузор Фарнсворта — помещается на столе и может быть собран своими руками, но эта конструкция работает намного ниже критерия и может только поглощать энергию.

На практике критерий Лоусона уже взят. Это произошло в 2007 году на китайском экспериментальном реакторе EAST. Теперь стоит другая проблема: заставить реактор стабильно работать и не гаснуть; пока что рекорд взят британскими учёными на экспериментальном реакторе JET, которые добились и относительно длительного выхода за критерий, и высокого энерговыделения при реакции.

Что может пойти не так

• Он потухнет. И всё. Тонкий плазменный шнур в термоядерном реакторе — настолько капризная вещь, что малейший чох — и он гаснет. Никакого взрыва не происходит — в нем просто нет необходимого количества топлива. Собственно, из-за нестабильности реакции мы пока и не имеем промышленных термоядерных реакторов: плазма затухает даже от косого взгляда, а на её поддержание пока энергии требуется больше, чем получается в ходе самой реакции.
• Теоретически при нестабильности шнура плазма может пробить бланкет — внутреннюю оболочку камеры, где идёт реакция. Но и в этом случае получится только дырка в стальной или титановой конструкции и затухший плазменный шнур.