Химическое производство сейчас основной поставщик водорода, но бесперспективный, так как цена сырья, а им чаще всего являются углеводороды, неумолимо растет. Электролиз наиболее прямой метод получения чистого водорода. Конкурентоспособность электролиза определяется различием дешевой электроэнергии. Существует еще множество разработанных технических предложений получения водорода, но наибольшие надежды возлагаются на энергию ядерных электростанций. По данным XII конгресса Мировой энергетической конференции (1983 г.), потенциальные энергетические ресурсы планеты составляют 55 550 млрд. т нефтяного эквивалента (т н. э.). Из них 22 450 млрд. т н. э. приходится на уран. Разведанные мировые ресурсы составляют 780 млрд. т н. э., а современное потребление достигло 6 млрд. т н. э. В конце 1983 г. в мире насчитывалось 317 ядерных энергетических реакторов, вырабатывавших 12% всей электроэнергии. В настоящий момент во всех странах строится еще более 200 реакторов. Для того чтобы заменить ядерное горючее, потраченное для производства 12% электроэнергии, потребовалось бы 230^ млн. т органического топлива, что эквивалентно 6% мировой добычи нефти.
Если сравнить энергию, полученную химическим путем, с энергией, полученной от эквивалентного количества вещества в ходе цепных реакций деления тяжелых элементов (плутония, урана), или энергией, выделяющейся в процессе реакции синтеза легких ядер при высоких температурах, то картина будет разительной. Энергия сгорания 1 г древесины достаточна для того, чтобы электрическая лампочка в 100 Вт горела 1 мин, а энергии сгорания 1 г угля хватит для двух таких лампочек.
Для освещения в течение часа города с 60 ООО жителей хватит энергии 1 г урана-235. Энергия, заключенная в 1 г тяжелого водорода — компонента топлива реакции термоядерного синтеза, в 7,5 раза больше, чем в 1 г урана-235. На год работы АЭС мощностью 1 млн. кВт необходимо 30—50 т уранового топлива, а для теплоэлектростанции такой же мощности потребуется 1,6 млн. т мазута или 2,5 млн. т угля.
Сейчас ядерная энергетика развивается по пути широкого внедрения реакторов на быстрых нейтронах. В таких реакторах используется уран, обогащенный изотопом235и (не менее чем на 20%), а замедлителя нейтронов не требуется. Ядерная реакция — деление 235U — высвобождает нейтроны (рис. 19), которые вступают в реакцию с 238U:
2ISU+J/i-*2S|U+y
Изотоп урана, являющийся продуктом этой реакции, быстро распадается, превращаясь в изотоп нептуния, а тот, в свою очередь, в изотоп плутония.
Тут гораздо более стабильный изотоп, чем два его предшественника. Его, как и некоторые другие изотопы плутония, образующиеся в реакторе, можно использовать в качестве ядер-ного горючего, в том числе в реакторах на быстрых нейтронах.
Pu даже лучше, чем 235U, так как при делении он дает в среднем 2,9пу в то время как 235U лишь 2,1 п. Так как реакторы на быстрых нейтронах воспроизводят ядерное горючее даже в большем количестве, чем было затрачено исходного изотопа 235U, их называют реакторами-размножителями, или бридерами (от англ. to breed — выращивать, разводить).
В настоящее время ядерная энергетика и реактор-строение — это мощная индустрия с большим объемом капиталовложений. Для многих стран она важная статья экспорта. Для реакторов и вспомогательного оборудования требуются особые материалы, в том числе высокой чистоты. Задача химиков, металлургов и других специалистов — создание таких материалов. Над обогащением урана тоже работают химики и представители других смежных профессий.
Сейчас перед атомной энергетикой стоит задача вытеснить органическое топливо не только из сферы производства электроэнергии, но также из теплоснабжения (низко-потенциальная теплота) и в какой-то мере из металлургической и химической промышленности путем создания реакторов энерготехнологического назначения.
Атомные электростанции в перспективе найдут еще одно применение — для производства водорода. Часть полученного водорода будет потребляться химической промышленностью, другая часть послужит для питания газотурбинных установок, включаемых при пиковых нагрузках.