Атомна енергія

Визначення і загальна характеристика

А́ТОМНА ЕНЕ́РГІЯ (АЕ) — це внутрішня енергія атомного ядра (АЯ), що, згідно з законом від­носності Айнштайна, залежить від маси (М) і дорівнює Е = Мс², де с — швидкість світла у вакуумі. Інша назва — ядерна енергія. Маса АЯ складає 99,95 % маси атома. Таким чином, основна енергія Всесві-ту знаходиться в АЯ. Звичайно під АЕ ро­зуміють енергію, яка вивільняється при ядер. роз­падах або пере­творе­н­нях. АЯ складаються з елементар. частинок — позитивно заряджених протонів та нейтральних нейтронів, заг. назва яких — нуклони. Між нуклонами діють найбільші з ві­домих сьогодні сил — ядерні сили притяга­н­ня (ЯС). Крім того, між протонами діють також кулонівські сили від­штовхува­н­ня. При утворен­ні АЯ вивільняється енергія звʼязку нуклонів. Внаслідок цього маса нуклонів в ядрі стає меншою, ніж маса вільних нуклонів, а це означає, що маса ядра (М) менша, ніж маса нуклонів, що його утворюють. Різниця мас нуклонів і ядра називається дефектом маси ∆М = Σ m_н — М. Очевидно, що енергія звʼязку АЯ — Е_зв. = ∆М c². Завдяки величезним ЯС енергія, що вивільняється (або по­глинається) в ядерних процесах, значно пере­вищує енергію хім. процесів. Саме тому ядерні процеси стали джерелом енергії для людства. ЯС — це сили короткодіючі (радіус їх дії дорівнює при­близно 10^–13 см). Крім того, їм притаман­на властивість насичуватись. Таким чином, нуклони взаємодіють лише з тими нуклонами, які їх без­посередньо оточують. Внаслідок цих властивостей ЯС енергія звʼязку АЯ виявляється пропорційною кількості нуклонів у ядрі, тобто масовому числу А, а середня енергія звʼязку нуклонів при­близно по­стійна. Виняток складають найлегші і найважчі АЯ. Це пояснюється тим, що у найлегших ядрах ЯС ще не насичені, а у важких ядрах енергія звʼязку зменшується за рахунок кулонівського від­штовхува­н­ня, енергія якого пропорційна Z², де Z — заряд ядра. Саме завдяки кулонівському від­штовхуван­ню, починаючи від ²⁰⁹Ві, ядра пере­стають бути стабільними. Внаслідок зменше­н­ня енергії звʼязку у легких та найважчих ядрах в процесах синтезу та поділу утворюються міцніше звʼязані ядра. Це означає, що в обох процесах вивільняється енергія. Але у звичай. умовах цим процесам пере­шкоджають кулонівські сили, які утворюють кулонівський барʼєр, для подола­н­ня якого АЯ необхідно надати додаткову енергію. Існує декілька видів не­стабільності АЯ. Для стабільності АЯ необхідно мати певне спів­від­ноше­н­ня у них між кількістю нейтронів і протонів. При від­хилен­ні від оптимал. спів­від­ноше­н­ня АЯ стає β-радіо­активним і ви­промінює електрони або позитрони і нейтрино. АЯ, що утворюються після β-роз­паду, можуть пере­бувати у т. зв. збудженому стані, тобто мати деякий надлишок енергії. При пере­ході в осн. стан вони будуть ви­промінювати γ-кванти. У важких ядрах крім β-роз­паду, можуть виникнути роз­пади, повʼязані з де­структивним впливом кулонівських сил. При цьому будуть ви­промінюватись α-частинки та важчі фрагменти або виникне поділ ядра. Радіо­активні ядра використовуються для створе­н­ня малопотуж. джерел струму, принцип дії яких дуже простий: якщо взяти дві паралел. пластини і на одну з них помістити радіо­активні АЯ, то при радіо­актив. роз­паді заряд пластини, на якій знаходяться радіо­активні ядра, буде зменшуватись (якщо ви­промінена частина не буде рухатись у бік цієї пластини), а на другій пластині почне на­громаджуватись заряд іншого знака. Між пластинами виникне різниця потенціалів, тобто утвориться батарея. Така батарея буде діяти, доки ядра роз­падатимуться. Час, за який роз­падається половина ядер (період напів­розпаду), може складати тисячі років. Протягом цього часу ядерна батарея не потребує підзарядки. Потужність батареї залежить від кількості радіо­актив. ядер і їхнього періоду напів­розпаду. Існують також інші можливості викори­ста­н­ня роз­паду радіо­актив. ядер. Основне викори­ста­н­ня АЕ повʼязане з поділом важких і синтезом легких ядер. Енергія, що вивільняється в обох цих процесах, складає прибл. 10¹¹ Дж. на 1 г речовини. Для порівня­н­ня: при згоран­ні 1 г бензину виділяється лише 4,5 × 10⁴ Дж. Спонтан. поділ важких ядер від­бувається дуже повільно і для одержа­н­ня енергії не­придатний. Так, напр., напів­період спонтан. поділу ²³⁵U складає 3×10¹⁷ років. Стимулювати поділ ядер можна на­да­н­ням ззовні додатк. енергії. Існує багато способів пере­дачі АЯ додатк. енергії. Над­звичайно важливим виявився процес пере­дачі енергії за рахунок опроміне­н­ня нейтронами малих енергій (повільними). При захоплен­ні нейтрона в АЯ вноситься енергія його звʼязку (щоб вилучити з ядра нейтрон, треба затратити енергію, рівну енергії його звʼязку). При захоплен­ні нейтрона навіть нульової енергії ²³⁵U ділиться мит­тєво. Дуже важливим є те, що при цьому ви­промінюється декілька нових нейтронів, що створює можливість пере­бігу ланцюгової реакції. Продукти поділу ядер рухаються з великою кінетич. енергією, що може бути викори­стана для тих чи інших потреб. Якщо взяти чистий ²³⁵U до­статньої (т. зв. критичної) маси, щоб нейтрони, які зʼявляються внаслідок поділу, майже не виходили за межі урану, а в основному викликали поділ ін. ядер, то від­бувається ланцюгова реакція, в якій кількість ядер, що діляться, невпин­но зро­стає, а це призводить до потужного вибуху. В цьому випадку ланцюгова реакція є неконтрольованою, це і є атомна бомба. В атом. бомбі початк. маса ²³⁵U роз­ділена на декілька частин, кожна з яких не є критичною. За рахунок потужного вибуху звичайної вибухівки окремі частини зʼ­єд­нуються і утворюють критичну чи більшу масу, яка і створює атом. вибух. Контроль за пере­бігом ланцюг. реакції здійснюється в атомних реакторах (АР). Перший АР було побудовано під керівництвом італ. фізика Е. Фермі в Чикаґо, його пуск від­бувся 2 грудня 1942.

Існує багато типів АР, всі вони мають т. зв. активну зону, в якій роз­міщується ядерне «пальне», що входить в кон­струкцію тепловидільних елементів (ТВЕЛ), уповільнювач та система регулюва­н­ня. Через активну зону прокачується теплоносій, який від­водить з неї тепло і циркулює в за­мкненому контурі. Тепло радіо­актив. води першого контуру пере­дається воді другого контуру, яка пере­творюється на пару і приводить в дію турбіну, зʼ­єд­нану з електрогенератором. За таким принципом працює Атомна електро­станція. Як пальне для АР використовують уран, збагачений ізотопом ²³⁵U (природна суміш складається з ²³⁴U (0,0055 %), ²³⁵U (0,72 %) та ²³⁸U (99,274 %), або штучно отримані ²³³U та ²³⁹Pu. Уповільнювач потрібний для того, аби зменшити швидкість нейтронів, які вилітають при поділі, оскільки повільні, або теплові, нейтрони з більшою вірогідністю захоплюються «пальним». Як уповільнювач використовують воду, важку воду D₂O та графіт. Воду і важку воду також за­стосовують як теплоносії. Система регулюва­н­ня (що від­повід­ає також за без­пеку) при­значена для під­трима­н­ня оптимал. потужності АР. Кон­структивно вона становить собою рухомі вертикал. стрижні, які вміщують бор або кадмій, що легко по­глинають нейтрони. Якщо стрижні повністю ввести в активну зону, то АР зупиниться. Пуск АР здійснюють, по­ступово виводячи стрижні з активної зони. Під час поділу ²³⁵U ви­промінюється в середньому 2,5 нейтрона. Один із них витрачається на під­трима­н­ня потужності АР, деяка частина по­глинається в елементах кон­струкції, деяка виходить за межі активної зони і по­глинається в потужному захисті АР, а деяку захоплює ²³⁸U, який складає осн. частину урану. Це є дуже важливим, оскільки при захоплен­ні нейтрона ²³⁸U пере­творюється на ²³⁹U, який після двох β-роз­падів стає ²³⁹Pu. ²³⁹Pu є атомним «пальним», навіть кращим, ніж ²³⁵U. Це означає, що від­бувається від­творе­н­ня атомного «пального» і природ. уран можна використовувати значно більше, ніж на 0,72 %. У звичай. реакторах частка нейтронів, які захоплює ²³⁸U, досягає всього 0,3–0,6, тому пере­творити в ²³⁹Pu можна лише частину ²³⁸U.

Видат. укр. фізик О. Лейпунський теоретично довів, що можна створити АР, у якому коефіцієнт від­творе­н­ня буде пере­вищувати одиницю. Таким чином, «пального» ²³⁹Pu буде на­громаджуватись більше, ніж буде «спалюватись» ²³⁵U або ²³⁹Pu. У таких АР поділ повинен від­буватися під дією швидких нейтронів, для яких середня кількість вторин. нейтронів, що су­проводжують поділ, може досягати величини 2,9, а для ²³⁹Pu навіть більше. Для роз­рахунку таких реакторів необхідно було знати кон­станти взаємодії швидких нейтронів з ядрами як «пального», так і кон­струкц. матеріалів. Для одержа­н­ня цих кон­стант О. Лейпунський в 1944 в Ін­ституті фізики АН УРСР, дир. якого він був, створив і очолив від­діл ядер. фізики, чим започаткував роз­виток ядер. фізики в Києві. Пізніше О. Лейпунський пере­їхав у Фіз.-енергет. ін­ститут у м. Обнінськ (Росія) і там очолив роз­робку серії реакторів на швидких нейтронах. АР на швидких нейтронах значно складніші, ніж на теплових. Щоб одержати високий коефіціент вторин. нейтронів, у них нейтрони не повин­ні уповільнюватись, і тому вода як теплоносій не­придатна — у таких реакторах використовують рідкий натрій. Натрій хімічно дуже активний, тому за­стосовують триконтурну систему від­воду тепла, і вода циркулює лише в третьому контурі. У таких АР активна зона компактніша, ніж у АР на теплових нейтронах, і тому більше енергонапружена. Це потребує викори­ста­н­ня складнішої системи регулюва­н­ня.

Під керівництвом О. Лейпунського побудовано АЕС з АР БН-350 у м. Шевченко та БН-600 на Уралі. АЕС у м. Шевченко має електропотужність 350 тис. кВт, а також може опріснювати 120 тис. т води за добу і виробляти електро­енергію при потуж. 150 тис. кВт.

Поряд з роз­витком АЕ інтенсивні роботи ведуться і в галузі викори­ста­н­ня енергії синтезу. Найпер­спективнішою є реакція дейтерію з тритієм (D+T). Синтезу D і T пере­шкоджає їхнє кулонівське від­штовхува­н­ня. Для його подола­н­ня D чи T необхідно надати додаткову енергію. Най­простіше було б при­скорити одну з частинок до необхідної енергії. Але виявляється, що затрати енергії на при­скоре­н­ня частинок помітно пере­вищують енергію, що вивільнюється в реакціях, хоча енергія на нуклон у цьому разі більш ніж утричі пере­вищує енергію на нуклон, що виділяється при поділі. Крім того, в цьому випадку не роз­вивається ланцюг. реакція, без якої енергет. ви­граш взагалі неможливий. Ланцюг. реакція синтезу принципово від­різняється від реакції поділу. В ній подальший синтез викликається на­грівом суміші, а не нейтронами, що зʼявляються. Під­вищити початк. енергію частинок можна також шляхом їх на­гріва­н­ня (в термоядер. бомбі це досягається за рахунок вибуху атом. бомби). При т-рах у сотні міль­йонів градусів частинки стають спроможними подолати кулонівське від­штовхува­н­ня. Але на­грів частинок до високих т-р ще не забезпечує пере­бігу ланцюг. реакції синтезу. Для цього необхідні також ще до­статні концентрація D-T-суміші та час утрима­н­ня високої температури. Згідно з критерієм Лоусона для одержа­н­ня ланцюг. реакції необхідно, щоб концентрація суміші була бл. 10¹⁴ см^-3, час утрима­н­ня понад 1 сек. і температура понад 100 млн градусів. При високих т-рах D-T-суміш існує у ви­гляді повністю іонізов. атомів і електронів — плазми. На­гріва­н­ня плазми від­бувається в спец. складних установках за допомогою потуж. магніт. полів, які індукують у плазмі струм. Магнітні поля запобігають також охолоджен­ню плазми за рахунок контактів зі стінками камери, яка найчастіше має ви­гляд пустотілого тора. Між плазмою і стінками камери створюється вакуумна термоізоляція. Існує декілька типів термоядер. установок (Токамак, стеларатор та ін.), але в жодній з них критерій Лоусона ще не досягнутий. Спеціалісти сподіваються на успіх у мас­штабніших установках, тому нині деякі країни роз­робляють спільний проект Токамака вартістю бл. 5 млрд дол. Термоядер. метод не є єдиним напрямком синтезу. В методі «Confinement Inertial Fussion» невелика таблетка з D-T-суміш­шю з усіх боків стискається за допомогою лазер. ви­промінюва­н­ня або пучків важких іонів, і цим долається кулонівське від­штовхува­н­ня. Роз­робляється ще метод µ-каталізу, в якому у D- або T-атома електрон замінюється µ-мезоном, і вони пере­творюються в µ-атоми, у яких кулонівське від­штовхува­н­ня зменшується на­стільки, що синтез стає можливим при низькій т-рі. Запасів органіч. палива, яке нині є осн. джерелом енергії, ви­стачить на 100–150 р., запасів урану і торію — в кілька разів більше, а запаси D і T практично без­межні. Важка вода складає 0,02 % від усієї води, а кількість ⁷Li, з якого одержують T, досягає 6,5 × 10^–3 % ваги земної кори.

Літ.: Шпольський Е. В. Атомна фізика. Т. 2. К., 1953; R. E. Lapp. Atoms and people. New York, 1956; Немец О. Ф., Гофман Ю. В. Справочник по ядерной физике. К., 1975; Максимов М. В. Диагностика и управление технологическим процес­сом пере­грузки ядерного топлива на энергетических реакторах. О., 1996; Самойлов А. Г., Волков В. С., Солонин М. И. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов: Учеб. для студ. вузов, обучающихся по спец. «Физика метал­лов», «Ядерные реакторы и энергетические установки». Москва, 1996; Широков С. В. Ядерные энергетические реакторы. К., 1997; Його ж. Физика атомных реакторов. К., 1998; Ядерне законодавство: Зб. нормат.-правових актів (станом на 10 черв. 1999 р.): У 2 т. К., 1999.

О. Ф. Німець

Завантажити статтю