Оглавление

От мирного атома к бодрому термояду

Как устроена современная ядерная энергетика и причем тут видеоигры

Почти в любой фантастической игре нам рано или поздно повстречается реактор — запрятанный в недрах космического корабля или военной базы, он работает на почти что магических принципах и исключительно важен для хороших и плохих парней.

Магия магией, но без энергетики нельзя представить ни настоящее, ни будущее. Энергия нужна как для зарядки смартфона, так и для путешествий в космос — а если говорить о полетах на границы Солнечной системы и за ее пределы, то энергии потребуется очень и очень много.

Важно отметить, что современную энергетику, а также энергетику как минимум обозримого будущего, трудно представить без мирного атома. Совместно с ГК «Росатом» мы рассказываем, как устроена современная атомная энергетика, как она будет развиваться и какие параллели можно провести с играми.

Атомный или ядерный?



Вы наверняка множество раз встречали в кино, литературе и даже в играх словосочетания «ядерный реактор» и «термоядерный реактор» соответственно. В материалах XX века и американских блокбастерах часто можно услышать еще одну формулировку — «атомный реактор». Но есть ли между ними качественная разница, или все это лишь термины для обозначения одного и того же явления?

На самом деле, это вопрос с подвохом. «Ядерный» и «атомный» реактор — это разные названия одного и того же типа энергетических установок. При этом оба термина считаются корректными.



Ядерный реактор основан на процессе деления ядер, и суть его проста: когда тяжелое ядро (например, изотоп урана или плутония) внутри реактора поглощает нейтрон, оно распадается на два других, более легких ядра. В процессе выделяется большое количество энергии, гамма-лучей и свободных нейтронов, которые точно так же поражают тяжелые ядра и тем самым поддерживают цепную реакцию.

Сам по себе реактор — это способ контролировать этот хаотичный распад. Радиоактивный распад служит источниками энергии, которую установка преобразует в тепло. Для сравнения, один килограмм урана-235 при распаде в реактора даст в 3 000 000 больше энергии, чем сжигание килограмма угля в печи. Нетрудно догадаться, какой грандиозный энергетический потенциал несет в себе даже одна ядерная установка.

Термоядерный реактор, в свою очередь, тоже служит для получения тепловой энергии, но уже за счет реакции синтеза. Фактически, это тот же процесс, что происходит в недрах звезд, когда под огромным давлением и при температуре в несколько миллионов градусов Цельсия ядра изотопов водорода с одинаковым зарядом сливаются, образуя ядро гелия и свободный нейтрон. В процессе высвобождается огромное количество энергии, которую мы также можем использовать в промышленных целях.

Рождение мирного атома



История ядерных энергореакторов началась меньше века назад. В 1932 году британский физик Джеймс Чедвиг открыл частицу, известную нам как нейтрон, и уже через год его коллега, Лео Силард, запатентовал идею самого первого реактора, основанного на цепной ядерной реакции. Он еще не знал о том, что для получения нейтронов можно делить атомные ядра, но его работы легли в основу для всей индустрии ядерной энергетики будущего.

Несколько лет спустя было открыто деление урана, и Силард, через своего друга и коллегу Альберта Эйнштейна, подал правительству США письмо, раскрывающее перспективы использования атомной энергии. Поскольку мир сотрясала Вторая мировая война, президента Рузвельта в первую очередь интересовало военное применение урана. Однако, уже в 1942 году с помощью другого знакового физика, Энрико Ферми, в Чикагском университете был построен первый ядерный реактор в мире — «Чикагский реактор-1» или «Чикагская поленница». А в 1946 году первый реактор был запущен и в СССР, причем проектом руководил сам Игорь Васильевич Курчатов, «отец» советской атомной бомбы.

Как устроен ядерный реактор



Так что же такое ядерный реактор? На самом деле, принцип его работы весьма прост:




Как уже было сказано, при распаде тяжелого ядра изотопа образуются более легкие ядра и свободные нейтроны. Те, в свою очередь, провоцируют дальнейший распад, причем сам процесс похож на сход лавины с горного склона. Коэффициент размножения нейтронов — это параметр, отображающий скорость этого процесса. Если свободных нейтронов образуется слишком много, то рано или поздно реакция полностью выйдет из-под контроля, что приведет к серьезной аварии, а в отдельных случаях — к полноценному ядерному взрыву. Если коэффициент будет меньше единицы, то реакция пойдет на спад. Стабильный и долгосрочный процесс распада изотопа возможен только при фиксированной единице. Но как же добиться такого показателя?



Для этого в камере реактора помимо топлива — тепловыделяющих элементов — содержатся стержни управления, которые поглощают нейтроны. Чем глубже они опущены, тем активнее процесс поглощения, а значит его можно контролировать (слово для конкурса: Деаэратор). Ну а если ситуация выйдет из-под контроля, то специальные стержни аварийной защиты быстро заглушат процесс распада и остановят работу реактора.

Ядерная энергетика России



Флагманом современных ядерных энергетических установок в нашей стране стал реактор ВВЭР-1200. Он рассчитан на 60 лет бесперебойной эксплуатации и отличается от своих предшественников повышенной на 20% мощностью при сопоставимых размерах. Такой реактор может полтора года работать без перезагрузки топлива и модернизирован новыми системами безопасности.



Классификация ядерных реакторов обширна. ВВЭР-1200 — это реактор на тепловых (иначе — медленных) нейтронах, использующий нейтроны тепловой части спектра энергии для поддержания цепной ядерной реакции. Он вырабатывает энергию за счет деления атомов изотопа урана-235.

Примечательно, что, помимо уникальной системы пассивного отвода тепла, российский реактор отличается еще одним интересным элементом системы безопасности. В случае разрыва трубопровода или прорыва корпуса, в ход будет пущена борная кислота под давлением, которая быстро подавит процессы ядерного распада и охладит установку.

Еще один интересный проект корпорации «Росатом» — атомные станции малой мощности (АСММ). В отличие от более крупных установок, эти станции предназначены для снабжения электроэнергией и теплом удаленных районов с неразвитой сетевой инфраструктурой. Экологически чистые, они могут снабжать энергией те регионы, где попросту невозможно развернуть другие системы бесперебойного электропитания. АСММ производит тепловую энергию в режиме 24/7, а потому отлично подходит для северных регионов нашей страны.



Россия также может похвастаться единственной в мире плавучей атомной теплоэлектростанцией (ПАТЭС), размещенной на базе плавучего энергоблока «Академик Ломоносов». В ее состав входят два реактора КЛТ-40С, хорошо зарекомендовавшие себя годами успешной эксплуатации в российских атомных ледоколах. Такая станция способна выдавать до 70 МВт.



Завершая рассказ об отечественной ядерной промышленности, нельзя не упомянуть революционный реактор на быстрых нейтронах «БРЕСТ-300». Его основная задача — избавить мир от необходимости хранить опасные ядерные отходы.

Но зачем нужна такая система? Ведь мы уже выяснили, что замедление нейтронов увеличивает КПД реактора и в целом упрощает контроль над процессом. В цепной реакции, протекающей в легководных реакторах, практически не участвует изотоп U-238, содержание которого в обогащенном уране достигает 95%. У медленных нейтронов попросту не хватает энергии на то, чтобы «втянуть» его в реакцию, однако с этой задачей справляются быстрые нейтроны, выделяющиеся во время реакции деления. В легководном реакторе их быстро замедляет сам носитель — вода — а сами быстрые нейтроны малоэффективны при запуске реакции деления уже другого важного изотопа, U-235.

В «БРЕСТЕ-300» вместо воды теплоносителем выступает расплавленный свинец, который не замедляет быстрые нейтроны и позволяет нарабатывать плутоний-239, а значит в таком реакторе выход делящегося вещества будет равен (или даже будет превышать) тот, что был загружен изначально. Иными словами, в процессе работы «Брест-300» не просто выжигает уран, но и нарабатывает плутоний, который потом также можно использовать для изготовления свежего топлива.

Термоядерный реактор: преимущества и недостатки



Как мы уже говорили, термоядерный реактор работает «от обратного» и использует излишки энергии, вырабатываемой в процессе ядерного синтеза. Один из вариантов конструкции такого реактора — токамак, или тороидальная камера с магнитными катушками. Для чего же она нужна?

В природе термоядерный синтез проще всего рассмотреть на примере активности внутри любой молодой звезды. Можно сказать, что звезда — это естественный реактор, перерабатывающий водород в гелий. Из-за колоссальных температур и давлений оба газа находятся в четвертом агрегатном состоянии, то есть в плазме, когда свободные электроны с бешеной скоростью движутся внутри вещества.

Разумеется, на Земле подобные условия не сможет выдержать ни один сплав, и любая металлическая камера моментально расплавится через несколько секунд после запуска установки. Поэтому плазму приходится сдерживать с помощью мощнейших магнитов, способных генерировать стабильное магнитное поле. Как нетрудно догадаться, тороидальная форма (то есть форма пончика) позволяет равномерно распределять это поле во всей внутренней поверхности камеры.



Первое и главное преимущество такого реактора — топливо для него состоит из изотопов водорода, которого на Земле в избытке. . Кроме того, в процессе синтеза образуются водород и гелий — нетоксичные газы, не загрязняющие окружающую среду и которые, к тому же, можно использовать в других отраслях промышленности.

Казалось бы, сплошные плюсы… Так почему же мир до сих пор не решил проблему энергетического кризиса за счет дешевой и чистой термоядерной энергии?

Что ж, самым главным барьером на пути к эре «чистого термояда» стал критерий Лоусона: чтобы реакция была энергетически выгодной, требуется достичь достаточно высокой температуры и плотности топлива при достаточно малых потерях энергии. Иными словами, вы должны получать больше энергии, чем требуется на запуск процесса термоядерного синтеза, который сам по себе исключительно «прожорлив» в плане энергоресурса. Кроме того, важную роль играет критерий зажигания плазмы: той энергии, которая останется в плазме, должно хватать на самоподдержание достаточно высокой температуры, чтобы вам не приходилось постоянно подогревать топливо извне.

Эксперименты с реакторами синтеза



В настоящее время существует множество проектов, конечная цель которых — создание стабильного, энергоэффективного термоядерного реактора. Среди них, впрочем, следует выделить несколько самых амбициозных разработок.

Самым громким проектом последних лет стал ITER — термоядерная установка, которая с 2007 года строится во Франции усилиями международной компании. С его помощью ученые хотят доказать теорему возможности энергетически выгодной термоядерной реакции, но о промышленном применении речь пока не идет. Если эта экспериментальная модель окажется успешной, то к 2030 году научное сообщество планирует начать строительство первого демонстрационного термоядерного реактора под условным названием DEMO.



Параллельно с Европой, инженеры из Корейского института термоядерной энергии и Сеульского национального университета разработали токамак KSTAR, на котором в течение 30 секунд удалось поддерживать температуру плазмы свыше 100 000 000 °C — на сегодняшний день это абсолютный рекорд.

Понизив плотность плазмы и сместив нагрев к ее ядру, команда добилась того, что оборудование изнашивается значительно меньше, поскольку на внутреннюю оболочку камеры воздействуют не такие агрессивные температуры. В будущем облицовка будет заменена на вольфрамовую, что в теории должно улучшить стабильность установки и повысить воспроизводимость экспериментов.

В России самым любопытным проектом гибридного термоядерного реактора стал модернизированный Т-15МД. В отличие от классических токамаков, такой реактор нарабатывает энергию как от синтеза атомов, так и от распада, тем самым сочетая в себе принципы ядерной и термоядерной энергетики.

Т-15МД был построен в НИЦ «Курчатовский институт» и запущен 18 мая 2021 года. Оригинальная же установка для магнитного удержания плазмы Т-15 была создана еще в 1988 году и на момент своего создания являлась одной из мощнейших в мире. В дальнейшие годы реактор неоднократно подвергался доработкам, используясь в качестве модели для отработки различных решений, которые в случае успеха можно было бы внедрить на базе ITER.

Еще одним любопытным, пусть и слегка спорным экспериментом, стал проект компании Zap Energy под названием FuZE-Q. Компания решила обратиться к методу Z-пинч, при котором вместо дорогостоящих магнитов, удерживающих плазму внутри тора, система стабилизируется за счет собственного электромагнитного поля вещества. Сжимая таким образом плазму в сравнительно малом пространстве, поле раскаляет ее до состояния, которое в теории позволит осуществлять ядерный синтез.
В настоящее время, по заявлениям команды, FuZE-Q способен получать выход тока в 500 килоампер. Если эту цифру удастся довести до 650, реактор выйдет «в плюс» и начнет вырабатывать больше энергии, чем потребляет.

На закуску





Кстати, видите эту странную капсулу? Это — ни что иное, как самый компактный ядерный реактор в мире под названием NuScale, разработкой которого занимается одноименный американский стартап. По словам разработчиков, это устройство можно размещать прямо в черте город без необходимости формировать зону безопасности и прокладывать многокилометровые ЛЭП.

Основное отличие конструкции NuScale от «старших» аналогов — охлаждение топлива водой за счет гравитации. Прогнозируемая мощность одного такого реактора будет составлять порядка 60 Мвт/час. Это в десятки раз меньше мощности полноценного реактора, однако качество в данном случае можно компенсировать количеством и сравнительной дешевизной. Увы, результатов испытаний рабочих прототипов инженеры из США пока не предоставили…

Будущее атомной промышленности в России



Основной продукт корпорации «Росатом» — атомные электростанции, развитие и совершенствование которых продолжается и по сей день. Основной технологией для них служит реактор с водой под давлением (водо-водяной энергетический или ВВЭР). В ближайшие годы инженеры рассчитывают разработать более эффективные решения для отвода тепла, разработать системы активной защиты от сейсмических и ударных нагрузок, а также сделать установки выгоднее с точки зрения экономики.

Модернизация атомных электростанций уже рассчитана на десятилетия вперед. Так, за 10 лет специалисты надеются реализовать проект реактора ВВЭР-С со спектральным регулированием, которое позволит отказаться от использования бора и увеличит коэффициент воспроизводства реактора с 0,4 до 0,8. Расход природного урана при этом сократится до 30%.

Что же дальше? В планах у инженеров переход на закритические параметры, который повысит КПД станции с 36% до 46%. В настоящее время этому препятствует отсутствие материалов, способных выдержать пар, нагретый до 600 °C при давлении порядка 240 атмосфер. Советник генерального директора ГК «Росатом» Владимир Асмолов отмечает, что эта проблема уже была решена в сфере тепловой энергетике, но в ней отсутствует фактор радиации, серьезно усложняющий работу.


Следите за новостями ГК «Росатом»:






Обсудить