Дж. Л. РАССЕЛ

Компания «Дженерал атомикс», СанДиего, штат Калифорния, США.

В ближайшем будущем ядерная энергия будет оказывать влияние на производство различных видов топлива для транспорта лишь за счет вытеснения нефтяных топлив из сферы электроэнергетики в другие области. В настоящее время в США на атомных электростанциях производится около 9% потребляемой в стране электроэнергии. К 1980 г эта доля достигнет 15—20% и будет быстро увеличиваться.

До 2000 г ядерная энергия может использоваться и в качестве источника технологического тепла на установках по газификации и «сжижению» угля. Ядерная энергия может быть также использована для разложения воды на кислород и водород, необходимый для химической и топливной промышленности. Возможно применение жидкого водорода непосредственно в качестве топлива для крупных самолетов с большим радиусом действия. При помощи ядерной энергии можно форсировать добычу природного газа, когда его добыча другими способами станет неэкономичной.

Когда-либо в будущем применение топлива, получаемого из горючих ископаемых, на транспорте станет неэкономичным из-за его высокой стоимости. Целесообразнее станет использовать такое топливо в других областях. Когда это произойдет, зависит от многих факторов.

Однако, очевидно, что, получаемые с помощью ядерной энергии водород, аммиак и электроэнергия будут ценными потенциальными заменителями углеродсодержащего топлива.

Введение. Термин «ядерная энергия» охватывает обычно четыре способа ее производства в реакторах на тепловых нейтронах, в реакторах-размножителях, в термоядерных реакторах и при ядерных взрывах.

Эти способы практически могут служить в будущем неограниченным источником энергии.

Однако на транспортных средствах, за исключением судов, эти способы производства ядерной энергии не могут быть использованы.

В настоящее время нашел практическое применение в качестве экономически оправданного источника энергии лишь один способ производства ядерной энергии — в реакторах на тепловых нейтронах.

В США примерно 9% электроэнергии получают в настоящее время на атомных электростанциях, используя реакторы на тепловых нейтронах.

Освоение реакторов-размножителей входит в программу, финансируемую Федеральным правительством. Есть надежда, что их начнут использовать до конца двадцатого столетия.

Термоядерные реакторы являются весьма обещающими, но реальные технические образцы таких реакторов пока еще не созданы. Тем не менее, успехи последних лет позволяют надеяться, что к концу нынешнего десятилетия такие реакторы будут созданы. В такой случае термоядерные реакторы могут найти применение в народном хозяйстве к началу следующего столетия. Использование энергии ядерных взрывов предлагалось во многих областях, в том числе для форсирования добычи нефти и природного газа, для форсирования выхода геотермальной энергии и для добычи горючих сланцев. В итоговых документах Управления энергетических исследований и разработок специально выделено использование ядерных взрывов только для форсирования добычи природного газа [1]. Но пока еще идея осуществления большого количества подземных ядерных взрывов в качестве перспективного способа производства других видов энергии не получила признания. Ниже подробно рассматриваются способы получения ядерной энергии в реакциях расщепления и синтеза. Будет показано, каким образом каждый из этих способов может стать практически неограниченным источником энергии. Наконец, будут рассмотрены различные сферы применения ядерной энергии, не считая производства электроэнергии.

Деление под действием тепловых нейтронов. В ближайшее время влияние ядерной энергии на топливо для транспортных средств выразится только в ее использовании для увеличения производства электроэнергии и в высвобождении тем самым нефти, из которой может быть получено топливо для транспорта. Согласно недавним прогнозам Управления энергетических исследований и разработок США [2] выработка электроэнергии на атомных электростанциях в стране возрастет с 9% в настоящее время до примерно 28% к 1985 г. Это составит около 10% энергии, производимой в стране. За счет ядерной энергии ежесуточно будет высвобождаться 747 тыс. м³ нефти. Согласно тем же прогнозам, предполагается, что потребление энергии в США в течение указанного периода возрастет примерно на 35%. Естественно, что в течение этого периода ядерная энергия сможет облегчить положение, но не сможет полностью восполнить энергетический дефицит.

Однако при правильном регулировании, финансировании и при соответствующей подготовке общественного мнения за счет ядерной энергии можно будет удовлетворить большую часть потребностей США в электроэнергии. Электроэнергия в настоящее время производится примерно на 60 АЭС, а в течение ближайших 10— 12 лет должно быть введено в строй дополнительно около 150 АЭС.

Примерно одна треть реакторов на АЭС являются реакторами, охлаждаемыми кипящей водой а остальные две трети представляют собой реакторы, охлаждаемые водой под давлением. В США имеется также один высокотемпературный реактор с газовым охлаждением (НТСК). Благодаря его способности работать при высокой температуре он может стать основным реактором для использования ядерной энергии в областях, отличных от производства электроэнергии.

Реакторы-размножители. Реакторы на тепловых нейтронах потребляют в основном изотоп урана и содержание которого в нормальном уране составляет всего 0,71 % по массе. Другой изотоп, используется в незначительных количествах. А в реакторах-размножителях благодаря превращению в плутоний используется в качестве горючего весь уран. В реакторах-размножителях можно превратить торий в который также способен расщепляться. Таким образом, реакторы-размножители дают возможность создать комплексную систему, в которой реакторы взаимно обеспечивают друг друга горючим, причем уран и торий при этом используются полностью в отличие от реакторов на тепловых нейтронах, где используется только доля процента урана.

Следовательно, в качестве горючего можно будет пользоваться гранитом или водой океана, в которых обнаруживается ничтожная концентрация урана.

В этом случае ресурсы расщепляющихся материалов будут практически неограниченны.

Особое внимание исследователей привлекают два вида реакторов-размножителей: охлаждаемых жидким металлом и газами. Первому из этих реакторов правительство США уделяет особое внимание и надеется внедрить его в экономику страны до конца двадцатого столетия. Реакторы на быстрых нейтронах с газовым охлаждением в настоящее время усиленно изучаются.

Роль реакторов на быстрых нейтронах в ядерноэнергетической экономике может быть показана путем рассмотрения трех этапов их развития: от 1970 до 1990 г., от 1990 до 2020 г., и после 2020 г.

Первый этап, представляющий реакторконвертор на тепловых нейтронах, работающий на обогащенном горючем, представлен на рис. 1.

В результате действия большого количества реакторов с водяным охлаждением будут накапливаться запасы плутония. Возрастет значение высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением.

Ввод в строй реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, работающих, как это видно из рис. 2, на плутонии, приведет к переходному этапу от экономики обогащенного горючего к экономике реакторов-размножителей. Ресурсы плутония, образующиеся в процессе эксплуатации, реакторов с водяным охлаждением, дадут возможность быстрого внедрения реакторов на быстрых нейтронах. По мере увеличения доли реакторов на быстрых нейтронах будет получаться для усовершенствованных реакторовконверторов на тепловых нейтронах, высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением и, возможно, для реакторов-размножителей с водяным охлаждением. Потребность в обогащенном уране будет сокращаться по мере выхода из употребления реакторов с водяным охлаждением и в дальнейшем полностью исчезнет.

Как видно из рис. 3, после, примерно 2020 г. может быть достигнут этап стабильного реактора-конвертора-размножителя на тепловых нейтронах, при котором реакторы-размножители с большим коэффициентом воспроизводства ядерного горючего и низким временем его удвоения будут обеспечивать создание плутониевого горючего для себя и для накопления энергии, а также топливо для усовершенствованных конверторов на тепловых нейтронах.

В этом случае отпадет потребность в обогащенном уране, поскольку можно будет воспользоваться энергетическим потенциалом всего урана № тория. Реакторы с газовым охлаждением обладают лучшими характеристиками с точки зрения выполнения роли реакторов-размножителей и усовершенствованных конверторов с большей мощностью на тепловых нейтронах.

Количество высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением, которые могут обеспечивать топливом один на быстрых нейтронах, от коэффициентов воспроизводства (СИ) высокотемпературного реактора с газовым охлаждением и реактора-размножителя на быстрых нейтронах. В такой комбинации более выгодны реакторы-размножители с газовым охлаждением. В комплексной экономической системе реакторов-размножителей, представленной на рис. 4, видно, что при комбинировании реактора-размножителя с газовым охлаждением на быстрых нейтронах (коэффициент воспроизводства 1,47) с тремя высокотемпературными реакторами с газовым охлаждением (коэффициент воспроизводства 0,87) система будет обеспечиваться топливом за счет работы одного реактора-размножителя на быстрых нейтронах (РВИ).

Комплексы реакторов-размножителей и конверторов с самоподдерживающейся цепной реакцией могут эксплуатироваться таким образом, что некоторая часть, расщепляемою материала, образующегося в реакторе-размножителе, не будет полностью расходоваться для пополнения потребностей установок, что позволит накапливать запасы мощностей.

Таким образом, достигается увеличение мощности системы путем уменьшения конверторов, которые обеспечивают горючим один реактор-размножитель. На рис. 5 показано, что, в то время как размножители с низким коэффициентом воспроизводства ядерного горючего могут обеспечивать максимальный самоподдерживающийся прирост мощности, равный примерно 3,5%, в реакторах-размножителях (ВИ) с большим коэффициентом воспроизводства ядерного горючего этот прирост достигает 9% в год.

Из этого рисунка видно, что на ранней стадии быстрый рост реакторов-размножителей не может сам себя обеспечить горючим. Плутоний должен поступать из реактора с водяным охлаждением. Например, типичный реактор с водяным охлаждением может производить около 0,06 кг/год плутония на МВт (тепловой). Это обеспечит 10%ный ежегодный прирост реакторов-размножителей, если использовать около половины мощности реакторов с водяным охлаждением, предназначенных для этой цели. При этом соблюдается условие, что на долю создаваемых реактором запасов приходится 7з при характеристике реактора-размножителя 1 МВт/кг делящегося вещества (в активной зоне реактора). Следовательно, реакторы с водяным охлаждением в комплексе с высокотемпературными реакторами газового охлаждения обеспечат быстрое увеличение мощности последних.

Количество реакторов, , которое может обеспечиваться горючим, зависит также от ядерной эффективности реакторов на тепловых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного горючего (какими являются высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением) могут удовлетворять свои потребности в значительной мере за счет собственных ресурсов. Реакторы-размножители с низким коэффициентом воспроизводства ядерного горючего не могут достичь самообеспеченности при высоких темпах роста мощностей по производству электроэнергии. При довольно высокой потребности в горючем для реакторов на тепловых нейтронах потребуется применение непрерывного дорогостоящего обогащения урана. При меньших темпах роста можно прийти к самообеспеченности горючим после того, как будет достигнута необходимая пропорция между комплексными установками. Надлежащим соотношением комплекса установок считается такое, при котором избыток расщепляемого материала, образующегося в реакторах-размножителях, используется и в качестве дополнительного горючего для реакторов на тепловых нейтронах, и в качестве запаса горючего для новых реакторов на тепловых нейтронах и реакторов-размножителей в соответствии с предварительно установленными темпами роста. По мере улучшения ядерной характеристики реакторов и путем изменения темпов развития ядерной промышленности можно будет поддерживать общий баланс расщепляющегося вещества при небольших коэффициентах воспроизводства ядерного горючего и соотношения ядерных установок в комплексе. Пределы достижимых темпов роста и изменения соотношения установок в комплексе довольно ограничены. Однако при высоких коэффициентах воспроизводства ядерного горючего расширяются пределы, при которые достижима самообеспеченность.

Термоядерная реакция. В процессе термоядерной реакции синтеза энергия выделяется во время соединения легкихэлементов с образованием более тяжелых и более стабильных элементов. Обычно считают, что единственной реакцией, осуществимой на установках, которые мы можем представить в настоящее время, является реакция дейтерий—тритий. Дейтерий представляет со бой тяжелый изотоп водорода, в то время как тритий является еще более тяжелым изотопом водорода Н₃. В процессе синтеза из дейтерия и трития образуется гелий, при этом высвобождаются нейтрон и значительное количество энергии. Содержание дейтерия в обычном водороде (например, в воде) равно 0,015% по массе. Выделение дейтерия из воды дело довольно простое, и ресурсы дейтерия, таким образом, практически бесконечны. Тритий мало стабилен, его период полураспада равен 10,8 года. В природе он не обнаружен, но он может быть получен путем облучения нейтронами другого распространенного элемента — лития. Поэтому если разместить надлежащим образом литий вокруг термоядерного реактора так, чтобы использовались нейтроны, образующиеся в процессе. реакции, то из лития выделится достаточное количество трития, необходимого для реакции синтеза.

Поисками путей научного осуществления контроля термоядерной реакции в США занимаются более дюжины субсидируемых правительством. И частными компаниями лабораторий. Во всех этих лабораториях используется по крайней мере одна из следующих системтороидальная система, подобная Токамаку; открытое магнитное зеркало; импульсный тэта пинчэффект; лазерный синтез.

Все эти системы связаны с решением проблем нагрева и регулирования плазмы. Их исследование дает ценную информацию относительно технологии и техники термоядерной реакции. В 1952 г в США была разработана первая программа, предназначенная для мирного использования термоядерной энергии. В соответствии с этой программой были созданы Перхепсетрон, Колумбус, линейный динамический пинч, Эстрон и другие системы для исследования плазмы.

К числу основных программ относятся пинч; стелларатор; магнитное зеркало.

В соответствии с программой «Шервуд» было также создано устройство Сцилла тэта пинч, в котором впервые достигнута температура плазмы выше уровня температуры начала реакции. Хотя это может показаться парадоксальным, возможно, наиболее важным открытием проекта «Шервуд» является то, что нет никаких препятствий, которые могли бы помешать в будущем достижению конечной цели — осуществлению контролируемой термоядерной реакции.

Кроме того, большая полезная работа проделана субсидируемыми Управлением энергетических исследований и разработок Принстонской лабораторией физики плазмы и Лоуренской ливер морской лабораторией. В течение последние двух лет впервые удалось доказать на принстонском адиабатическом тороидальном устройстве с магнитным удержанием плазмы Токамак возможность увеличения температуры плазмы с помощью пучка незаряженных частиц, а, также путем компрессии В Лоуренсе создана крупнейшая в мире зеркальная машина 2X11.

С 1952 г исследованием плазмы начала также заниматься Национальная лаборатория в ОкРидже, но интенсивные исследования в этой лаборатории проводят лишь с 1955 г. В настоящее время на устройстве «Ормак» Национальной лаборатории в ОкРидже, которое представляет собой Токамак в измененном масштабе, проводится испытание нагрева с помощью пучка незаряженных частиц высокой мощности.

Можно надеяться на то, что начатая в 1957 г в «Дженерал атомикс» программа будет одной из первых программ, которая позволит продемонстрировать образование плазмы требуемой температуры, плотности и продолжительности действия для достижения «равновесного состояния» Эта демонстрация была запланирована на 1978 г.

В табл. 1 приводятся основные вехи программы. Управления энергетических исследований и разработок в области термоядерной реакции.

По всей вероятности в следующем веке, когда термоядерную реакцию будут практически использовать в качестве источника энергии в экономике, термоядерные реакторы так же, как и ядерные реакторы с расщепляющимся горючим, смогут использоваться для производства электроэнергии и получения технологического тепла. Возможно, что термоядерные реакторы найдут и специальное применение для процессов синтеза, что сейчас нельзя предугадать.

Топлива. Большая часть первичной энергии для производства электроэнергии не используется. Примерно 70% .ее расходуется непосредственно для транспорта, получения технологического тепла в промышленности и в бытовом секторе. Поближе к концу века ядерная энергия, возможно, окажет значительное влияние на топлива для транспорта, поскольку она может быть использована для производства синтетических топлив. Процессы производства синтетических топлив очень энергоемки. Ядерная энергия частично компенсирует потребности в этой энергии.

В настоящее время газификация угля по реакции водяной пар — углерод осуществляется с помощью тепла, образующегося при сжигании ископаемого топлива.

Процесс газификации угля по реакции водород—углерод [3] начинается с взаимодействия метана с водяным паром при температуре 650—870°С. Этот тепловой режим очень близок к тепловому режиму высокотемпературного реактора с газовым охлаждением.

Вторая ступень метода представляет реакцию между водородом и углеродом для получения метана. Суммарная реакция процесса может быть выражена схемой.

На рис. 6 показаны реактор и его активная зона, в которой может осуществляться процесс взаимодействия водорода и углерода. Через активную зону вниз движется гелий и подогревается до температуры 830 °С. Он проходит радиальные каналы и поднимается наверх по трубам реформера, где тепло передается смеси водяного пара с метаном. Гелий затем проходит через находящиеся рядом генераторы пара, которым он отдает остаточное тепло. После этого гелий поступает в циркуляционную систему, в которой компримируется и вновь направляется в активную зону реактора.

По своим характеристикам высокотемпературный реактор с газовым охлаждением для производства технологического тепла во многом схож с высокотемпературным реактором для производства электроэнергии.

Одним из новых узлов в таком реакторе является реформер. Его конструкция значительно отличается от конструкции парогенераторов, однако информация относительно опыта эксплуатации и конструкции парогенераторов имеет важное значение для разработки реформера.

Тщательного исследования требуют вопросы объединения ядерной системы с химической технологической установкой. Необходимо определить эксплуатационные требования и разработать подходящие методы контроля, а также технику безопасности.

Крупный промышленный высокотемпературный реактор с газовым охлаждением, предназначенный в настоящее время для использования в бытовом секторе, имеет проектную тепловую мощность 3000 МВт. Ниже приводятся типичные характеристики установки такой мощности по газификации угля, использующей высокотемпературный реактор с газовым охлаждением.

Технологическая схема процесса представлена на рис. 7. Показан контур прохождения гелия в установке для газификации угля с целью получения водорода в качестве конечного продукта. В тех случаях, когда будет требоваться водород высокой чистоты, эксплуатационный режим реформера может быть изменен в направлении снижения метана в конечном продукте. Однако в таких процессах, как газификация угля и производство аммиака, не всегда требуется водород высокой чистоты.

Сырьем для получения водорода могут служить природный газ, нефть или уголь.

Парогенераторы высокотемпературного реактора с газовым охлаждением производят водяной пар, требующийся для газификации угля и для привода паровых турбин. Даже в том случае, если на этой установке будет вырабатываться только водород, т е совершенно не будет вырабатываться электроэнергия, потребуется значительное количество энергии для сжижения водорода и для другого применения на установке.

По мере сокращения использования угля или в силу экономических и (или) экологических соображений будет продиктовано сокращение его потребления, водород может стать важным топливом для транспортных средств. В перспективе предвидится разработка эффективного и экономичного процесса производства водорода из воды с помощью ядерного тепла путем расщепления воды [4]. Успех в области разработки этого процесса определит степень использования водорода и соединений водорода в качестве промежуточных источников энергии.

В начале 60х годов Министерство обороны США субсидировало исследования по использованию энергии ядерного реактора для разложения воды на водород и кислород. Путем соединения водорода с азотом воздуха получают аммиак, который может быть использован в качестве автомобильного топлива. Вода должна была разлагаться с помощью электролиза или в замкнутом термохимическом цикле. В последнем случае не требовались крупные капиталовложения, а кпд оказывался более высоким, чём при электролизе.

Однако эти исследования, прекращенные в 1964 г., не дали эффективного термохимического цикла.

Непосредственное термохимическое разложение воды под действием тепла происходит при такой высокой температуре, что практически процесс не технологичен. Но если воздействовать на воду некоторыми химическими реагентами в определенной последовательности, то температуру разложения воды можно значительно снизить. Тепло подводится для проведения отдельных этапов процесса, а химические реагенты воспроизводятся. Важным моментом в этом процессе является то, что температура, необходимая для проведения отдельных этапов процесса, значительно ниже температуры, требующейся при непосредственном термическом разложении воды. Температура проведения некоторых недавно предложенных циклов составляет всего 540—650 °С.

Обещающие результаты, полученные по программе расщепления воды в Лаборатории Евратома в Испре (Италия), вызвали новый интерес к термохимическим циклам. В последнее время были опубликованы сообщения о десятках подобных процессов. Пример одного из них, разработанного в Испре, показан в табл 2, из которой видно как воспроизводятся химические реагенты.

С помощью ЭВМ была установлена возможность существования нескольких сотен подобных термохимических циклов. В настоящее время во всем мире проводятся исследования, направленные на решение проблемы поиска и промышленное внедрение эффективных циклов для разложения воды при сравнительно низких температурах.

Тепло, требующееся для проведения реакции, может быть получено с помощью ядерных реакторов. Очевидно, в ближайшем будущем технологически и экономически доступными способами можно будет получать практически неограниченное количество водорода для использования в качестве топлива. Если допустить, что экономические барьеры преодолены, наиболее значительным препятствием на пути решения этой проблемы являются время и усилия, требующиеся для создания ядернохимической промышленности.

С. Л. Мейсел (корпорация «Мобил рисерч энд девелопмент»). Мы, безусловно, согласны с тем, что водород является отличным топливом. При его сжигании образуется только вода. Но гдето я читал, что наряду с водой получается некоторое количество и перекиси водорода. Не могли бы Вы осветить и этот вопрос?

Бёр (Корнельский университет) По нашему мнению, это не представляет никакой проблемы.

С. Грач («Форд моторс») Какое количество энергии потребуется для сооружения этих 1350 реакторов?

Рассэлл. Примерно от того количества, какое они выдадут за время их эксплуатации.

ПЕРСПЕКТИВНЫЕ АВТОМОБИЛЬНЫЕ ТОПЛИВА
Перевод: А.П. Чочиа
Под редакцией: профессора Я.Б. Черткова
Москва, 1982