Судя по комментариям к посту о небесной воде, среди читателей есть некое недопонимание вопросов ядерной энергетики. Я хочу внести некую ясность в этот вопрос. Многим то, что я напишу, покажется элементарщиной, но, к сожалению, не всем.
Атомное ядро — весьма сложный объект с точки зрения физики. Настолько сложный, что единой теории, которая описывала бы процессы в ядре пока нет. Тем не менее, существуют теории, которые позволяют использовать энергию ядер во благо человечества.
Есть разные методы получения энергии из атомных ядер. Самый простой и самый очевидный — использовать частицы, образующиеся при естественном распаде радиоактивных ядер. Получается батарейка на β-распаде или α-распаде. При одном из вариантов β-распада из ядра вылетает электрон, а заряд ядра увеличивается на единицу. Собирая электроны можно получить разность потенциалов между веществом, в котором происходит распад, и сборщиком электронов. Такие источники потенциально могут работать очень долго, но мощность получается небольшой — десятки микроватт.
По закону сохранения импульса, когда из ядра вылетает частица, ядро должно приобрести импульс, противоположный по знаку. На макроскопическом уровне это означает, что распадающееся вещество нагревается. Используя это тепло можно генерировать электроэнергию. К радиоактивному источнику стыкуют термоэлектрический генератор, вакуумный или термопарный. Полупроводниковые менее эффективны, т.к. деградируют из-за ионизирующего излучения. Подобные источники применялись на маяках вдоль северного морского пути, активной радарной системе МКРЦ «Легенда» и зондах к дальним планетам.
Существуют и другие способы, например радиоизотопные оптико-электрические и радиоизотопные пьезоэлектрические источники. Подробнее можно прочитать в Википедии: Радиоизотопные источники энергии.
Принципиально иной метод получения энергии осуществляется на электростанциях. Там создаются условия для деления ядер. Природные изотопы распадаются делением крайне редко. Однако, существуют изотопы, ядра которых могут, поглотив нейтрон, превратиться в ядра другого изотопа в возбужденном состоянии. Эти ядра распадаются делением с очень большой вероятностью и малым периодом полураспада. Контролируя условия возникновения возбужденных ядер, можно контролировать тепловыделение в реакторе. Чтобы получить оптимальные условия для деления, разным изотопам нужны нейтроны с разной энергией. Условно нейтроны можно разделить на медленные — малоэнергетичные и быстрые, высокоэнергетичные.
В природе из изотопов, подходящих для цепной реакции деления, чаще всего встречается уран-235. Присоединяя медленный нейтрон, ядро урана-235 превращается в ядро урана-236 в возбужденном состоянии. Оно может либо испустить γ-квант, либо распасться на два атома других элементов и два или три быстрых нейтрона. Для того чтобы проложить реакцию нужно замедлить нейтроны.
Таким образом, в реакторе есть четыре необходимых вещества: топливо, замедлитель (нейтронов), управляющие стержни (поглотитель нейтронов) и теплоноситель, для отвода полезного тепла. Часто теплоноситель и замедлитель это одно и то же вещество — вода. Большинство реакторов на электростанциях, точнее все, кроме одного, работают именно по такому принципу. В качестве топлива используется обогащенный уран, с повышенным содержанием изотопа 235. Две трети энергии вырабатывается делением урана-235, которого на земле очень мало, о последней трети чуть позже.
Можно ли исправить ситуацию? Конечно! Для этого есть реакторы на быстрых нейтронах. Ядра урана-238, из которых на более чем на 99% состоит природный уран, поглощают быстрые нейтроны и превращаются в уран-239, далее в нептуний-239, а затем в плутоний-239. В свою очередь, плутоний-239 может поглощать тепловые нейтроны и делится, совсем как уран-235. В обычных реакторах тоже образуется плутоний-239 и из него получается последняя треть тепловой мощности.
Реакторы на быстрых нейтронах значительно сложнее обычных реакторов. Необходимо достаточное количество быстрых нейтронов, поэтому теплоноситель не должен замедлять нейтроны и, естественно, поглощать их. В настоящее время в качестве теплоносителей применяют расплавленные металлы.
Лучше всего подходит свинец. Во-первых, он практически не взаимодействует с нейтронами, во-вторых, он поглощает γ-излучение, позволяя сделать биологическую защиту реактора тоньше. Недостаток свинца — высокая температура плавления. Что будет с реактором, если свинец застынет, например после автоматического срабатывания защиты? Просто так опять запустить реактор невозможно. Свинец будет плавится медленно и не будет успевать отводить тепло от разогревающегося реактора. В свинец добавляют висмут для снижения температуры плавления. Такие реакторы устанавливают на наши подлодки.
На электростанциях в качестве теплоносителя применяют натрий или эвтектическую смесь натрия с калием. С одной стороны утечка щелочного металла при 450 °С значительно хуже чем утечка свинца с висмутом, с другой стороны температура плавления существенно ниже. Для эвтектики натрия с калием это всего 19 °С.
Международный форум “Поколение IV” (GIF) Сформулировали концепции атомных реакторов четвертого поколения. Эти реакторы должны войти в коммерческую эксплуатацию к 2030 году. Среди них реакторы на быстрых нейтронах. Выше было упомянуто, что все реакторы на всех атомных электростанциях кроме одного, в данный момент работают на медленных нейтронах. Судя по английской википедии, сегодня есть только один реактор на быстрых нейтронах в коммерческой эксплуатации. Он работает в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Иными словам, лидером в атомной отрасли является Россия.
Основное достоинство — высокая энергоемкость топлива, примерно в 104 раз больше чем у углеводородов. Это существенно снижает расходы на транспортировку топлива к электростанциям или электроэнергии к потребителям. В то же время на сегодняшний момент это наиболее экологичный способ получения электроэнергии. Атомные электростанции загрязняют окружающую среду в основном выбросами тепла. Не надо здесь вспоминать про Чернобыль и Фукусиму. Эти трагедии во многом отголоски прошлого, потому что конструкции реакторов на обеих станциях давно устарели. Захоронение отходов действительно представляет определенную сложность. Однако, если топливо измеряется килограммами, отходов тоже будет немного.
Существует еще одна сложность. Уран-235 — бесперспективное топливо. Его мало и необходимо производить обогащение. Очевидно, что с развитием ядерной энергетики будут преобладать реакторы на быстрых нейтронах. И тут возникает проблема: получить оружейный уран-235 даже из ядерного топлива достаточно сложно — необходимо разделять изотопы одного вещества. В то же время, получить оружейный плутоний-239 сравнительно просто, потому что можно использовать различия химических свойств плутония и урана. Это означает, что строительство современных АЭС во многих странах существенно осложняется.
Атомное ядро — весьма сложный объект с точки зрения физики. Настолько сложный, что единой теории, которая описывала бы процессы в ядре пока нет. Тем не менее, существуют теории, которые позволяют использовать энергию ядер во благо человечества.
Портативная ядерная энергия
Есть разные методы получения энергии из атомных ядер. Самый простой и самый очевидный — использовать частицы, образующиеся при естественном распаде радиоактивных ядер. Получается батарейка на β-распаде или α-распаде. При одном из вариантов β-распада из ядра вылетает электрон, а заряд ядра увеличивается на единицу. Собирая электроны можно получить разность потенциалов между веществом, в котором происходит распад, и сборщиком электронов. Такие источники потенциально могут работать очень долго, но мощность получается небольшой — десятки микроватт. 
По закону сохранения импульса, когда из ядра вылетает частица, ядро должно приобрести импульс, противоположный по знаку. На макроскопическом уровне это означает, что распадающееся вещество нагревается. Используя это тепло можно генерировать электроэнергию. К радиоактивному источнику стыкуют термоэлектрический генератор, вакуумный или термопарный. Полупроводниковые менее эффективны, т.к. деградируют из-за ионизирующего излучения. Подобные источники применялись на маяках вдоль северного морского пути, активной радарной системе МКРЦ «Легенда» и зондах к дальним планетам.Существуют и другие способы, например радиоизотопные оптико-электрические и радиоизотопные пьезоэлектрические источники. Подробнее можно прочитать в Википедии: Радиоизотопные источники энергии.
Цепная реакция
Принципиально иной метод получения энергии осуществляется на электростанциях. Там создаются условия для деления ядер. Природные изотопы распадаются делением крайне редко. Однако, существуют изотопы, ядра которых могут, поглотив нейтрон, превратиться в ядра другого изотопа в возбужденном состоянии. Эти ядра распадаются делением с очень большой вероятностью и малым периодом полураспада. Контролируя условия возникновения возбужденных ядер, можно контролировать тепловыделение в реакторе. Чтобы получить оптимальные условия для деления, разным изотопам нужны нейтроны с разной энергией. Условно нейтроны можно разделить на медленные — малоэнергетичные и быстрые, высокоэнергетичные.В природе из изотопов, подходящих для цепной реакции деления, чаще всего встречается уран-235. Присоединяя медленный нейтрон, ядро урана-235 превращается в ядро урана-236 в возбужденном состоянии. Оно может либо испустить γ-квант, либо распасться на два атома других элементов и два или три быстрых нейтрона. Для того чтобы проложить реакцию нужно замедлить нейтроны.
Атомные электростанции
Таким образом, в реакторе есть четыре необходимых вещества: топливо, замедлитель (нейтронов), управляющие стержни (поглотитель нейтронов) и теплоноситель, для отвода полезного тепла. Часто теплоноситель и замедлитель это одно и то же вещество — вода. Большинство реакторов на электростанциях, точнее все, кроме одного, работают именно по такому принципу. В качестве топлива используется обогащенный уран, с повышенным содержанием изотопа 235. Две трети энергии вырабатывается делением урана-235, которого на земле очень мало, о последней трети чуть позже.
Можно ли исправить ситуацию? Конечно! Для этого есть реакторы на быстрых нейтронах. Ядра урана-238, из которых на более чем на 99% состоит природный уран, поглощают быстрые нейтроны и превращаются в уран-239, далее в нептуний-239, а затем в плутоний-239. В свою очередь, плутоний-239 может поглощать тепловые нейтроны и делится, совсем как уран-235. В обычных реакторах тоже образуется плутоний-239 и из него получается последняя треть тепловой мощности.Реакторы на быстрых нейтронах значительно сложнее обычных реакторов. Необходимо достаточное количество быстрых нейтронов, поэтому теплоноситель не должен замедлять нейтроны и, естественно, поглощать их. В настоящее время в качестве теплоносителей применяют расплавленные металлы.
Лучше всего подходит свинец. Во-первых, он практически не взаимодействует с нейтронами, во-вторых, он поглощает γ-излучение, позволяя сделать биологическую защиту реактора тоньше. Недостаток свинца — высокая температура плавления. Что будет с реактором, если свинец застынет, например после автоматического срабатывания защиты? Просто так опять запустить реактор невозможно. Свинец будет плавится медленно и не будет успевать отводить тепло от разогревающегося реактора. В свинец добавляют висмут для снижения температуры плавления. Такие реакторы устанавливают на наши подлодки.
На электростанциях в качестве теплоносителя применяют натрий или эвтектическую смесь натрия с калием. С одной стороны утечка щелочного металла при 450 °С значительно хуже чем утечка свинца с висмутом, с другой стороны температура плавления существенно ниже. Для эвтектики натрия с калием это всего 19 °С.
Международный форум “Поколение IV” (GIF) Сформулировали концепции атомных реакторов четвертого поколения. Эти реакторы должны войти в коммерческую эксплуатацию к 2030 году. Среди них реакторы на быстрых нейтронах. Выше было упомянуто, что все реакторы на всех атомных электростанциях кроме одного, в данный момент работают на медленных нейтронах. Судя по английской википедии, сегодня есть только один реактор на быстрых нейтронах в коммерческой эксплуатации. Он работает в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Иными словам, лидером в атомной отрасли является Россия.Ядерная энергетика снаружи
Основное достоинство — высокая энергоемкость топлива, примерно в 104 раз больше чем у углеводородов. Это существенно снижает расходы на транспортировку топлива к электростанциям или электроэнергии к потребителям. В то же время на сегодняшний момент это наиболее экологичный способ получения электроэнергии. Атомные электростанции загрязняют окружающую среду в основном выбросами тепла. Не надо здесь вспоминать про Чернобыль и Фукусиму. Эти трагедии во многом отголоски прошлого, потому что конструкции реакторов на обеих станциях давно устарели. Захоронение отходов действительно представляет определенную сложность. Однако, если топливо измеряется килограммами, отходов тоже будет немного.Существует еще одна сложность. Уран-235 — бесперспективное топливо. Его мало и необходимо производить обогащение. Очевидно, что с развитием ядерной энергетики будут преобладать реакторы на быстрых нейтронах. И тут возникает проблема: получить оружейный уран-235 даже из ядерного топлива достаточно сложно — необходимо разделять изотопы одного вещества. В то же время, получить оружейный плутоний-239 сравнительно просто, потому что можно использовать различия химических свойств плутония и урана. Это означает, что строительство современных АЭС во многих странах существенно осложняется.