Слегка тлящийся и сильно коптящий ядерный костёр
Сейчас все знают, что ядерная энергетика наряду с гидроэнергетикой превосходит по мощности тепловые, а тем более ветровые и солнечный источники энергии. Так электрическая мощность одного современного ядерного энергоблока в настоящий момент составляет 1 ГВт, гидроэнергоблока 640 МВт. Но суммарная мощность самых больших ГЭС может достигать 7 ГВт (Богучанская ГЭС) или даже 20 ГВт (ГЭС «Три ущелья»), засчёт использования большего количества энергоблоков, от 10 до 20, против 4-6 у современных АЭС.
Так, в здании Саяно-Шушенской ГЭС размещено 10 гидроагрегатов, мощностью 640 МВт каждый, с радиально-осевыми турбинами РО-230/833-0-677, работающими при расчётном напоре 194 м (рабочий диапазон напоров — от 175 до 220 м). Номинальная частота вращения гидротурбины — 142,8 об/мин, максимальный расход воды через турбину — 358 м;/с, КПД турбины в оптимальной зоне — около 96 %,
Эти данные позволяют найти входную, гидро-мощность станции Рг=640/0,96=666 МВт
Какова входная мощность современных ядерных реакторов, то есть их тепловая мощность?
Она зависит от типа реактора и его выходной, электрической, мощности.
Существуют следующие типы ядерных реакторов, разработанных в СССР и России (по хронологии их создания): АМ, АМБ, РБМК, ЭГП, БН, ВВЭР, КЛТ.
Так вот, для наиболее используемых их моделей, ВВЭР-1000 и РБМК-1000 тепловая мощность равна 3 ГВт. Учитывая их выходную мощность, электрическую, равную 1 ГВт, получаем кпд=1000/3000=33 %.
Самый низкий кпд, 18 % - у реактора ЭГП-6. Уже сооружается несколько реакторов ВВЭР-1200 (кпд =35 %). Проектируется реактор РБМКП-2400 с кпд=37%. Но есть и модели реакторов с более высоким кпд, это реактор БН-800 (кпд= 880/2100 =41 %) и БН-1200 (кпд= 1220/2800=44 %)
Больше кпд для ядерного реактора пока достичь не удаётся.
(Однако 2 последние модели реакторов, обе на быстрых нейтронах, менее популярны. Дело в том, что для их работы требуется высокообогащенный U235, а именно степень обогащения должна быть более 20 % (тогда как на ВВЭР и РБМК достаточно степени обогащения не более 6 %), а это делает дороже получаемую на них электроэнергию. Существенно увеличивается и трудоёмкость её получения, учитывая время работы обогатительных заводов.
Для справки тем, кто не в курсе.
Природный уран (=урановая руда. Важнейшими урановыми рудами являются настуран (урановая смолка, уранинит) и карнотит.) содержит 3 изотопа урана: U238 (99,282 %), U235 (0,712 %) и U 234 (0,006 %). Такой материал не пригоден как ядерное топливо, т.к. ядерная реакция деления урана происходит только в U235. Поэтому ядерное топливо (в виде так называемых ТВЭЛов, тепловыделяюих элементов) изготавливают из обогащённого урана. (то есть такого, в которого концентрация U235 повышена относительно урановой руды), который производят на специальных обогатительных заводах.)
Ну и как вам такой результат? Почему у ядерных реакторов такой низкий кпд? И что в таком случае делать с утверждениями, что ядерная реакция расщепления урана – намного более мощный источник энергии, чем даже самая полноводная река при сбросе её с высоты плотины (высота которой у самых мощных ГЭС составляет более 200 м.) Да и как с этим не согласиться, учитывая многими виденное зрелище ядерного взрыва и разрушений, которые он после себя оставляет?
Давайте разберёмся в этом по порядку.
Какая же энергия выделяется в ходе цепной реакции деления U235?
В расчёте на 1 атом:
Кинетическая энергия осколков деления 162 МэВ =81%
Кинетическая энергия нейтронов деления 5 МэВ =2,5%
Энергия ;-излучения, сопровождающего захват нейтронов 10 МэВ = 5%
Энергия ;-излучения продуктов деления 6 МэВ =3%
Энергия ;-излучения продуктов деления 5 МэВ =2,5%
Энергия, уносимая нейтрино 11 МэВ =5,5%
Полная энергия деления~200 МэВ =100%
Так как энергия нейтрино уносится безвозвратно, доступно для использования только 188 МэВ/атом = 30 пДж/атом = 18 ТДж/моль = 76,6 ТДж/кг (по другим данным 205,2 - 8,6 = 196,6 МэВ/атом).
Те же самые результаты получаются с учётом данных о том, что 1-ая урановая бомба «Малыш», которой США нанесли удар по городу Хиросима, содержала в себе 0,7 кг U235 имела энергию взрыва 13 кт в тротиловом эквиваленте, то есть 13*10^6*4,18*10^6 = 54,34*10^12 Дж (отсюда удельная энергия деления U235 = 77,6*10^12 Дж/кг).
Но это энергия, а какова же мощность выделения этой энергии? Её можно определить, зная время взрыва бомбы.
Время взрыва — период от начала ядерных реакций до начала расширения вещества заряда. С началом расширения цепные реакции быстро прекращаются и заканчивается основной выход энергии, вклад остаточных реакций незначителен.
Самое короткое время взрыва будет у одноступенчатого ядерного заряда с управляемым усилением деления (0,03—0,1 микросекунда), а самое длинное — в десятки и сотни раз больше — у многоступенчатых термоядерных зарядов большой мощности (несколько микросекунд)
Т.к. бомба «Малыш» относится к бомбам средней мощности (от 10 до 100 кт), возьмём для неё время взрыва 0,1 мкс. В итоге получим мощность взрыва 54,34*10^12/0,1*10^(-6)= 54,34*10^17 Вт= 54,34*10^8 ГВт = 5,43*10^9 ГВт. И это мощность, надо думать, имеет место для всех урановых ядерных бомб, независимо от их «тоннажа», т.к. реакция во всех них реализуется одна и та же.
Таким образом, получается, что тепловая мощность любой урановой ядерной бомбы превосходит тепловую мощность самых мощных современных ядерных реакторов в 5,43*10^9/3=1,81*10^9 (то есть почти в 2 миллиарда) раз. Причём все эксперименты, связанные с попытками увеличить тепловую мощность реакторов (даже на 5-10 %), по сей день признаются опасными, и вот почему.
«Подразделение госкорпорации «Росатом», эксплуатирующая организация российских АЭС ОАО «Концерн Росэнергоатом» продолжает эксперименты по эксплуатации реакторов АЭС на мощности, превышающей проектную. Концерн желает производить как можно больше электроэнергии, но вместо того, чтобы заняться повышением эффективности использования вырабатываемой реакторами тепловой энергии, было принято решение повышать тепловую мощность реакторов. Это опасно, потому что при работе на мощности, превышающей проектную, возрастают нагрузки на корпус реактора, трубопроводы и другие, важные для безопасности элементы. Кроме того, сокращаются заложенные при проектировании АЭС резервы по прочности, давлению, температуре и другим параметрам. Повышение тепловой мощности реактора неизбежно ведёт к снижению безопасности и повышению рисков аварий. Кроме того, для повышения тепловой мощности приходится изменять, модернизировать различные элементы энергоблоков, что само по себе не только опасно, но и требует немалых затрат.
Поразительно, но изначально в программу по повышению тепловой мощности реакторов были включены и уже доказавшие свою капризность и опасность реакторы чернобыльского типа РБМК-1000. В 2007 году Росатом принимает «Программу увеличения выработки электроэнергии на действующих энергоблоках АЭС концерна «Росэнергоатом» на 2007 – 2015 годы» (от 26.03.2007 № ПРГ – 609М07), а ОАО «Росэнергоатом» принимает «Подпрограмму повышения тепловой мощности энергоблоков АЭС с РБМК концерна «Росэнергоатом» на 5 % на 2007-2015 годы (№ АЭС.РБМК ПРГ-85 к(1.9)2007). Напомню, одиннадцать чернобыльских реакторов РБМК-1000 установлены на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. На Курской АЭС готовят к «разгону» первый энергоблок, в 2009 году его переводят на опытно-промышленную эксплуатацию на тепловой мощности на 5 % выше номинальной.»
Таким образом, получается, что на данный момент любой ядерный реактор представляет из себя еле-еле тлящийся ядерный костёр, и притом такой, в который подбрасывать еще дровишек чрезвычайно опасно.
Для наглядности, энергия, высвобождаемая при взрыве бомбы «Малыш» за 0,1 мкс, будет получена на реакторе типа ВВЭР-1000 за 54,34*10^12/3*10^9=18,1*10^3 c = 18,1*10^3/3600/24=5,03 час.
Для сравнения также представим себе костёр в лесу из древесины, который «полыхал» бы в 2 миллиарда раз слабее, чем обычный лесной костёр, на котором туристы жарят себе шашлык. (не лесной пожар, конечно) Да и полыхал бы он?
Конечно, нет. Ибо древесный костёр такой мощности не может себя воспроизводить, он бы очень быстро погас.
И это примерно то же самое, как если бы газовую горелку на кухонной плите мы попытались бы, уменьшая расход газа, заставить гореть в 2 миллиарда раз слабее, чем обычно. Конечно, такая горелка непременно погасла бы. Но почему так? Да потому что мощность выделения энергии такой горелки меньше естественной мощности отбора энергии от неё (в основном это происходит засчёт конвекции окружающего воздуха. А мощность её тем больше, чем выше температура в зоне реакции горения. А она, для метана (это основной компонент природного газа), горящего в воздушной атмосфере, равна 1900 оС. Отсюда получается температурный напор 1900-20=1880 оС, который обеспечивает довольно приличную мощность теплоотдачи, притом даже окружающему воздуху, то есть при работе газовой горелки вхолостую.)
Так теперь вам понятно, почему так быстро (за 0,3 с, на Т-11) гаснет «пламя» в Токамаке (это аббревиатура полного названия установки для создания и удержания высокотемпературной плазмы «тороидальная камера с магнитными катушками», в которой физики с 1954 года пытаются зажечь управляемую термоядерную реакцию синтеза гелия. Что оказалось значительно сложнее, чем осуществить неуправляемую термоядерную реакцию, а именно в виде термоядерной бомбы.)? Ведь температура создаваемой в нём плазмы около 50 миллионов оС, поэтому это вам не газовая горелка.
Но о «Токамах» подробнее как-нибудь в другой статье. А пока возвратимся к ядерному реактору, к его относительно низкой, по сравнению с ядерной бомбой, тепловой мощности. И приведённые выше рассуждения помогают понять, с чём связана эта проблема. Что нужно сделать, чтобы нечаянно оставленный на кухонном столе окурок превратился в пожар? Правильно, подбрасывать, и притом регулярно, в этот маленький костерок больше топлива. А если с каждым разом подбрасывать топлива всё больше, то получается нечто вроде цепной реакции деления урана, которая разгорается по экспоненте, то есть скорость её возрастает в геометрической прогрессии, в результате чего и мощность тепловыделения возрастает такими же темпами, а значит – очень быстро может достигнуть очень высоких значений.
По такому же механизму развивается «пожар» не только в ядерной бомбе, но и в том числе лесной пожар. Ибо в обоих случаях отсутствует механизм контроля за поступлением топлива в зону реакции.
Как же потушить любой пожар? Способов здесь два:
1)обеспечить бОльшую мощность отбора энергии из зоны реакции, чем мощность выделения энергии в ней. Для чего в зону пожара подаются негорючие, но желательно очень теплоёмкие материалы. И для лесного пожара это подача воды, а для ядерного реактора – это подача в зону реакции материалов, поглощающих нейтроны, ибо размножение оных и способствует увеличению мощности тепловыделения.
2)отсечь от пожара дальнейшие горючие материалы. Что при тушении лесного пожара делается, например, путём вырубания кольцевых просек вокруг зоны пожара, до обнажённой земли, а при тушении ядерного пожара – извлечением из зоны реакции стержней, содержащих ядерное топливо.
Но как же быть, если необходимо, чтобы огонь горел долго, но не превращался (самопроизвольно) в пожар и в то же время самопроизвольно не гас? А как делают жарящие шашлык, чтобы шашлык не подгорел? (а тем паче не превратился в груду угольков) Да льют на огонь водички, но дозированно (ведь, если в этом переборщить, то и огонь погаснет)
Короче говоря, надо обеспечить выполнение следующего условия: мощность тепловыделения при горении (и в том числе ядерного топлива) должна быть равна мощности теплоотвода из зоны реакции. Ибо, если 1-ая больше, то огонь разгорается в пожар, в противном же случае огонь гаснет.
Таким образом, условие управляемого горения – это не разжигай костёр больше той мощности, с которой можешь отводить от него тепло.
А увеличение мощности тепловыделения при реакции горения может происходить 2-мя способами:
1)увеличением скорости подачи топлива в зону реакции;
2)увеличением скорости подачи окислителя (в ядерной реакции деления урана роль окислителя играют нейтроны, высвобождающиеся в акте деления) в зону реакции;
И в этом, увеличении мощности тепловыделения ядерный реактор, как мы убедились выше, имеет огромный запас!
Соответственно уменьшение мощности тепловыделения при реакции горения может происходить также 2-мя способами, но в результате противоположных действий.
Что же влияет на мощность отбора тепла из зоны реакции? Она тем больше, чем больше:
1)скорость циркуляции теплоносителя (а она зависит от перепада давления в контуре и вязкости теплоносителя)
2)площадь контакта теплоносителя с реакционной зоной
3)удельная теплоёмкость теплоносителя. (а она зависит от материала теплоносителя и его температуры)
И вот эти факторы, в отличие от факторов, влияющих на мощность тепловыделения, имеют ограниченную зону регулирования, а именно в сторону увеличения. Так, самый теплоёмкий материал, существующий в природе – это гелий, но только жидкий. (а до него – жидкая вода) А его жидкое состояние – возможно (для гелия-4) при температурах ниже 4 К= -273+4=-269 оС.
И как вы думаете, может ли такая температура теплоносителя поддерживаться в ядерном реакторе? Конечно же, нет. (или с очень большим трудом. Мерилом которого по-прежнему остаются деньги.)
Вот почему в качестве теплоносителя (в ВВЭР и РБМК, наиболее используемых типах ядерных реакторов) и используется вода, следующий по удельной теплоёмкости материал, и притом в жидком состоянии (ибо при 289 оС при давлении 165 атм (в 1-ом контуре охлаждения) – это вода в жидком состоянии)
А что если, в 1-ом контуре (отвода тепла от реактора) использовать как теплоноситель другой материал, а именно жидкий натрий? Именно такая идея и пришла в голову изобретателям БН, реактора на быстрых нейтронах. Ведь жидкий натрий, проигрывая воде в удельной теплоёмкости (1,23·103дж/(кг·К) против 4,2·103дж/(кг·К)), преобладает над ней в коэффициенте теплопроводности (1,32·102 вт/(м·К) против 0,683 Вт/(м·град)) (кроме того, в реакторах БН имеется 3 каскадных контура охлаждения (2 натриевых и 1 водяной), вместо 2 контуров в ВВЭР и РБМК) В результате мощность теплосъёма с реактора увеличивается, что и позволяет получить на реакторах типа БН бОльший кпд, чем у ВВЭР и РБМК. (45 % против 33 %)
Но почему бы, если система охлаждения на реакторах БН имеет бОльшую мощность, не попытаться и ядерную топку разжечь посильнее, то есть увеличить и тепловую мощность реактора? Но увы, на это конструкторы не идут, как и на реакторах ВВЭР и РБМК, поэтому 3 ГВт тепловой мощности для ядерного реактора пока что предел. И здесь действует еще 1 ограничивающий фактор: температуру в активной зоне реактора нельзя доводить до 1405,5 K = 1132,5 оС, т.к. при этой температуре уран плавитсся, что приводит к переходу реакции в неуправляемый режим, т.к. делает невозможным извлечение уранового топлива (исполненного в виде твёрдых стержней (ТВЭЛов)) из активной зоны реактора и тем самым погашение ядерной реакции. Именно это и произошло во время аварии на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 года и привело к взрыву реактора 4-го энергоблока и выбросу его содержимого в атмосферу.
Таким образом, в развитии ядерной энергетики существует 2 основных проблемы:
1)увеличение мощности системы отвода тепла от реактора (представьте, что её удастся увеличить в 10 раз, тогда и тепловая мощность реактора может быть повышена в 10 раз, а отсюда во столько же раз мы сможем повысить и электрическую мощность энергоблока (при условии сохранения кпд реактора), то есть получить 10 ГВт вместо 1 ГВт сейчас)
2)создание такой конструкции элемента ядерного топлива, при которой расплавление урана в нём не приводило бы к переходу реактора в неуправляемый режим.
В СМИ уже попали данные, что КНР данная проблема решена и что даже изобретён самогасящийся ядерный реактор и проведены успешно его промышленные испытания. Но конкретика этого изобретения – ноу-хау.
Однако есть, увы, и 3-ья проблема, также заслуживающая упоминания в данной статье. А именно, до сих непонятно, как утилизировать отходы ядерного топлива, то есть элементы ядерного горючего (ТВЭЛы), в которых «выгорел» весь уран-235, то есть тот изотоп урана, который только и способен к реакции деления ядра?
(поэтому не придумано пока ничего лучшего, как «хоронить» отходы в специальных хранилищах, то есть, грубо говоря, просто зарывать их в землю)
Напомню, что в ТВЭЛах, используемых в реакторах типа ВВЭР и РБМК, степень обогащения урана (то есть массовая концентрация урана-235 в материале ТВЭЛа)= 3,8 %. Отсюда для реактора модели ВВЭР-1000 (наиболее распространённого на данный момент), масса ядерного топлива в котором 66 т=66*10^3 кг получаем, что полезного урана в нём всего 66*10^3*0,038=2,51*10^3 кг.
И вот эти 2,5 тонны урана-235 «сжигаются» за 1 год
(это - срок службы ТВЭЛа на реакторах этого типа, тогда как на реакторах типа БН срок службы ТВЭЛа – 4-5 лет, в зависимости от степени обогащения урана, которая как минимум равна 20 %)
Отсюда выходит, что только 1 реактор типа ВВЭР (да и РБМК) производит в год 66-2,5=63,5 тонн ядерных отходов. А сколько их в год уже производится на всей Земле?
И в СМИ, примерно год назад, просочились сведения о том, что российские учёные уже решили и эту проблему и даже работают над проектом замкнутого ядерного цикла, при котором отработанное ядерное топливо уже совсем-совсем не придётся хоронить, а все они пойдут на пользу дела. Но опять же, ноу-хау.