Ядерная энергия. Ядерная энергия: её сущность и использование в технике и технологиях Атомные и ядерные источники энергии

1.Введения

2.Радиоактивность

3.Ядерные реакторы

4.Инженерные аспекты термоядерного реактора

5.Ядерная реакция. Ядерная енергетика.

6.Гамма-излучения

7.Атомный реактор

8.Принципы построения атомной енергетики

9.Ядерный синтез завтра

10 .Выивод

11.Список литератури

ВВЕДЕНИЕ: что изучает физика?

Физика - наука о природе, изучающая простейшие и вместе с тем наиболее общие закономерности природы, строение и законы движения материи. Физику относят к точным наукам. Ее понятия и законы составляют основу естествознания. Границы, разделяющие физику и другие естественные науки, исторически условны. Принято считать, что в своей основе физика является наукой экспериментальной, поскольку открытые ею законы основаны на установленных опытным путем данных. Физические законы представляются в виде количественных соотношений, выраженных на языке математики. В целом физика разделяется на экспериментальную, имеющую дело с проведением экспериментов с целью установления новых фактов и проверки гипотез и известных физических законов, и теоретическую, ориентированную на формулировку физических законов, объяснение на основе этих законов природных явлений и предсказание новых явлений.

Структура физики сложна. В нее включаются различные дисциплины или разделы. В зависимости от изучаемых объектов выделяют физику элементарных частиц, физику ядра, физику атомов и молекул, физику газов и жидкостей, физику плазмы, физику твердого тела. В зависимости от изучаемых процессов или форм движения материи выделяют механику материальных точек и твердых тел, механику сплошных сред (включая акустику), термодинамику и статистическую механику, электродинамику (включая оптику), теорию тяготения, квантовую механику и квантовую теорию поля. В зависимости от ориентированности на потребителя получаемого знания выделяют фундаментальную и прикладную физику. Принято выделять также учение о колебаниях и волнах, рассматривающее механические, акустические, электрические и оптические колебания и волны под единым углом зрения. В основе физики лежат фундаментальные физические принципы и теории, которые охватывают все разделы физики и наиболее полно отражают суть физических явлений и процессов действительности.

От ранних цивилизаций, возникших на берегах Тигра, Евфрата и Нила (Вавилон, Ассирия, Египет), не осталось никаких свидетельств о достижениях в области физических знаний, за исключением овеществленных в архитектурных сооружениях, бытовых и т.п. изделиях знаний. Возводя различного рода сооружения и изготавливая предметы быта, оружия и т.д., люди использовали определенные результаты многочисленных физических наблюдений, технических опытов, их обобщений. Можно сказать, что существовали определенные эмпирические физические знания, но не было системы физических знаний.

Физические представления в Древнем Китае появились также на основе различного рода технической деятельности, в процессе которой вырабатывались разнообразные технологические рецепты. Естественно, что прежде всего вырабатывались механические представления. Так, китайцы имели представления о силе (то, что заставляет двигаться), противодействии, (то, что останавливает движение), рычаге, блоке, сравнении весов (сопоставлении с эталоном). В области оптики китайцы имели представление об образовании обратного изображения в "camera obscura". Уже в шестом веке до н.э. они знали явления магнетизма - притяжения железа магнитом, на основе чего был создан компас. В области акустики им были известны законы гармонии, явления резонанса. Но это были еще эмпирические представления, не имевшие теоретического объяснения.

В Древней Индии основу натурфилософских представлений составляют учение о пяти элементах - земле, воде, огне, воздухе и эфире. Существовала также догадка об атомном строении вещества. Были разработаны своеобразные представления о таких свойствах материи, как тяжесть, текучесть, вязкость, упругость и т.д., о движении и вызывающих его причинах. К VI в. до н.э. эмпирические физические представления в некоторых областях обнаруживают тенденцию перехода в своеобразные теоретические построения (в оптике, акустике).

Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта французским физиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку, Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий (температура, давление) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

Английскими физиками Э. Резерфордом и Ф. Содди было доказано, что во всех радиоактивных процессах происходят взаимные превращения атомных ядер химических элементов. Изучение свойств излучения, сопровождающего эти процессы в магнитном и электрическом полях, показало, что оно разделяется на a-частицы (ядра гелия), b- частцы (электроны) и g- лучи (электромагнитное излучение с очень малой длиной волны).

Атомное ядро, испускающее g-кванты, a-, b- или другие частицы, называется радиоактивным ядром . В природе существует 272 стабильных атомных ядра. Все остальные ядра радиоактивны и называются радиоизотопами .

Энергия связи ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные части. Если энергия связи ядра меньше энергии связи продуктов его распада, то это означает, что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всю энергию и только 2 % ее приходится на вторичное ядро. При альфа-распаде массовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номер на две единицы.

Начальная энергия альфа-частицы составляет 4-10 МэВ. Поскольку альфа-частицы имеют большую массу и заряд, длина их свободного пробега в воздухе невелика. Так, например, длина свободного пробега в воздухе альфа-частиц, испускаемых ядром урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием, - 3,3 см.

Это процесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядкового номера без изменения массового числа. Различают три типа b-распада: электронный, позитронный и захват орбитального электрона атомным ядром. тип Последний распада принято также называть К -захватом, поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К оболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также возможно, но менее вероятно. Период полураспада b -активных ядер изменяется в очень широких пределах.

Число бета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около полутора тысяч, но только 20 из них являются естественными бета-радиоактивными изотопами. Все остальные получены искусственным путем.

Непрерывное распределение по кинетической энергии испускаемых при распаде электронов объясняется тем обстоятельством, что наряду с электроном испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв спектра наблюдается при значении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетические энергии ядра и антинейтрино равны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.

При электронном распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу больше исходного при сохранении массового числа. Это означает, что в остаточном ядре число протонов увеличилось на единицу, а число нейтронов, наоборот, стало меньше: N=A-(Z+1).

При позитронном распаде сохраняется полное число нуклонов, но в конечном ядре на один нейтрон больше, чем в исходном. Таким образом, позитронный распад может быть интерпретирован как реакция превращения внутри ядра одного протона в нейтрон с испусканием позитрона и нейтрино.

К электронному захвату относится процесс поглощения атомом одного из орбитальных электронов своего атома. Поскольку наиболее вероятен захват электрона с орбиты, наиболее близко расположенных к ядру, то с наибольшей вероятность поглощаются электроны К -оболочки. Поэтому этот процесс называется также К -захватом.

С гораздо меньшей вероятностью происходит захват электронов с L -,M -оболочек. После захвата электрона с К -оболочки происходит ряд переходов электронов с орбиты на орбиту, образуется новое атомное состояние испускается рентгеновский квант.

Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это состояние называется основным. Однако путем облучения атомных ядер различными частицами или высокоэнергитическими протонами им можно передать определенную энергию и, следовательно, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходя через некоторое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро может испустить или частицу, если энергия возбуждения достаточно высока, или высокоэнергетическое электромагнитное излучение - гамма-квант.

Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.

При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут, делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235 U, доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.

Хотя 238 U и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако само поддерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокой вероятности не упругого взаимодействия ядер 238 U с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер 238 U.

Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238 U, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235 U, 239 Pu, 233 U, сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).

Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1, называется критической. Если К >1, число нейтронов в системе увеличивается, и она в этом случае называется над критической. При К < 1 происходит уменьшение числа нейтронов, и система называется под критической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.

В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося большим сечением рассеяния и малым сечением поглощения.

Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния.

В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя.

В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

При работе реактора в тепло выводящих элементах (твэлах), а также во всех его конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота. Это связано, прежде всего, с торможением осколков деления, бета - и гамма - излучением их, а также ядер, испытывающих взаимодействие с нейронами, и, наконец, с замедлением быстрых нейронов. Осколки при делении ядра топлива классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни миллиардов градусов.

Действительно, Е= mu 2 = 3RT, где Е - кинетическая энергия осколков, МэВ; R = 1,38·10 -23 Дж/К - постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,6·10 -13 Дж, получим 1,6·10 -6 Е = 2,07·10 -16 Т, Т = 7,7·10 9 Е. Наиболее вероятные значения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВ для тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкого осколка равна 7,5·10 11 К, тяжелого - 5·10 11 К. Хотя достижимая в ядерном реакторе температура теоретически почти неограниченна, практически ограничения определяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов и тепловыделяющих элементов.

Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более, чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (гамма - и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный тепло съем в современных энергетических реакторах составляет 10 2 - 10 3 МВт/м 3 , в вихревых - 10 4 - 10 5 МВт/м 3 .

От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.

Энергетический ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону покачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например, обычная или тяжелая вода. Для

управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему тепло отвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.

Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы исключалась возможность непредусмотренного перемещения ее составляющих, приводящего к увеличению реактивности. Основной конструктивной деталью гетерогенной активной зоны является твэл, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость. В энергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава. Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.

В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача ее теплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых ядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем. Твэлы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность теплового потока от твэла к теплоносителю достигает (1 - 2) 10 6 Вт/ м 2 , тогда как в современных паровых котлах она равна (2 - 3) 10 5 Вт/м 2 . Кроме того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива выделяется большое количество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного топлива также очень высока. Удельное тепловыделение в активной зоне достигает 10 8 -10 9 Вт/м 3 , в то время как в современных паровых котлах оно не превышает 10 7 Вт/м 3 .

Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой стойкости и надежности твэлов. Помимо этого, условия работы твэлов осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300 - 600 С o на поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием потока нейтронов (флюенс достигает 10 27 нейтрон/м 2).

К твэлам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционным материалом твэла и минимум конструкционного материла в активной зоне; отсутствие взаимодействие ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическая форма твэла должна обеспечивать требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. Твэлы должны обладать радиационной стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек твэлов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3 -5 лет) и последующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку (1 -3 года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения твэлов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется, таким образом, чтобы при работе на протяжении всего ее расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения твэлов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителем, характеристиками и надежностью системы тепло отвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных твэлов. Различают два вида такого нарушения: образование микро трещин, через которые газообразные продукты деления выходят из твэла в теплоноситель (дефект типа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией активной зоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения твэлов и необходимое с точки зрения температурных условий распределения теплоносителя. Через активную зону при работе реактора из мощности должен поддерживаться стабильный расход теплоносителя, гарантирующего надежный тепло отвод. Активная зона должна быть оснащена датчиками внутри реакторного контроля, которые дают информацию о распределении мощности, нейтронного потока, температурных условиях твэлов и расходе теплоносителя.

Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так, чтобы внутренний механизм взаимодействия нейтронно-физических и тепло физических процессов при любых возмущениях коэффициента размножения устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность ядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны, устойчивостью реактора (уменьшением коэффициента размножения с ростом температуры и мощности активной зоны), а, с другой стороны - надежностью системы автоматического регулирования и защиты.

С целью обеспечения безопасности в глубину конструкция активной зоны и характеристики ядерного топлива должны исключать возможность образования критических масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и рас плавлении ядерного топлива. При конструировании активной зоны должна быть предусмотрена возможность введения поглотителя нейтронов для прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением охлаждения активной зоны.

Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для компенсации выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы несколько критических масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен быть обеспечен средствами компенсации реактивности. Они должны размещаться в активной зоне, таким образом, чтобы исключить возможность возникновения локальных критмасс

Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонанснсных) энергий и в соотоветсвии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными).

В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива 235 U в активной зоне от 1 до 100 кг/м 3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива 235 U или 239 U порядка 1000 кг/м 3 и отсутствие замедлителя в активной зоне.

В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива 235 U в ней от 100 до 1000 кг/м 3 .

В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.

В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель - вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми сечениями захвата медленных нейтронов.

В реакторах на промежуточных нейтронах , в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный тепло съем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах следствии уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.

В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий т.д.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенные топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

В зависимости от способа размещения топлива в активной зоне реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные.

В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например, раствор уранил сульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако, гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть - во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее сжигания. Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.

В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены.

В настоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные реакторы. Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако, сейчас гетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легко водяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легко водяные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором - кипит.

Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими.

В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетических реакторов - водо-водяные и водографитовые.

По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и раз множители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или раз множителями . В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного.

В реакторе - раз множителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Если k эф > < 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

где к <1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N 0 . Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ (10 9 эВ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

в виде

Инженерные аспекты термоядерного реактора:

Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей: магнитной, криогенной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом, а также системы дистанционного управления и обслуживания.

Магнитная система содержит катушки тороидального магнитного поля, индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки, формирующие полоидальное магнитное поле, которое необходимо для работы дивертора и поддержания равновесия плазменного шнура.

Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, как указывалось ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для обмоток магнитной системы предполагается использовать сплавы ниобий - титан и ниобий - олово.

Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с В 12 Тл и плотностью тока около 2 кА - одна из основных инженерных проблем разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее время.

Криогенная система включает в себя криостат магнитной системы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы. Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой заключены все охлаждаемые конструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его пары охлаждают специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находящихся при температуре жидкого гелия. В криогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых циркулирует жидкий гелий, обеспечивающий требуемую для нормальной работы сверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом - жидкий азот, температура которого составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения перегородок, разделяющих части с гелиевой и комнатной температурами.

Криопанели инжекторов охлаждаются жидким гелием и предназначены для поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачки при относительно высоком разрежении.

Вакуумная система обеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из полости дивертора или из окружающего плазму пространства в процессе работы реактора, а также из рабочей камеры в паузах между импульсами. Чтобы откачиваемый тритий не выбрасывался в окружающую среду, в системе необходимо предусмотреть замкнутый контур с минимальным количеством циркулирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярными насосами, производительность которых должна несколько превышать достигнутую на сегодняшний день. Длительность паузы для подготовки рабочей камеры к следующему импульсу при этом не превышает 30 с.

Система энергопитания существенно зависит от режима работы реактора. Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При работе в импульсном режиме целесообразно использовать комбинированную систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяется импульсными нагрузками и достигает 10 6 кВт.

Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для захвата нейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства "сгоревшего" трития и превращения энергии нейтронов в тепловую энергию. В гибридном термоядерном реакторе бланкет служит также для получения делящихся веществ. Бланкет - это, по существу, то новое, что отличает термоядерный реактор от обычной термоядерной установки. Опыта по конструированию и эксплуатации бланкета пока нет, поэтому потребуются инженерно-конструкторские разработки литиевого и уранового бланкетов.

Тритиевый контур состоит из нескольких независимых узлов, обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трития из бланкета и возврат его в систему питания, а также очистку от него отработанных газов и воздуха.

Защита реактора делится на радиационную и биологическую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов и снижает энерговыделение в сверхпроводящих катушках. Для нормальной работы магнитной системы при минимальных энергозатратах необходимо ослабить нейтронный поток в 10 s -10 6 раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушками тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за исключением каналов дивертора и вводов инжекторов. В зависимости от состава толщина защиты составляет 80- 130см.

Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 - 250 см. Она предохраняет окружающее пространство от излучения.

Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают значительное пространство вокруг реактора. Если нагрев плазмы осуществляется пучками быстрых атомов, то радиационная защита должна окружать весь инжектор, что неудобно для расположения оборудования в реакторном зале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой частоты в этом смысле привлекательнее, так как их устройства ввода (антенны) более компактны, а генераторы могут быть установлены за пределами реакторного зала. Исследования на токамаках и разработка конструкции антенн позволят сделать окончательный выбор системы нагрева плазмы.

Система управления - неотъемлемая часть термоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого уровня радиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание в нем осуществляются дистанционно - как во время работы, так и в периоды остановок.

Источником радиоактивности в термоядерном реакторе являются, во-первых, тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных 7-квантов (период его полураспада составляет около 13 лет), а во-вторых, радиоактивные нуклиды, образующиеся при взаимодействии нейтронов с конструкционными материалами бланкета и рабочей камеры. Для наиболее распространенных из них (стали, сплавов молибдена и ниобия) активность достаточно велика, но все же примерно в 10-100 раз меньше, чем в ядерных реакторах аналогичной мощности. В перспективе в термоядерном реакторе предполагается использовать материалы, обладающие малой наведенной активностью, например алюминий и ванадий. Пока же термоядерный реактор-токамак проектируется с учетом дистанционного обслуживания, что предъявляет дополнительные требования к его конструкции. В частности, он будет состоять из соединяемых между собой одинаковых секций, которые заполнят различными стандартными блоками (модулями). Это позволит в случае необходимости сравнительно просто заменять отдельные узлы с помощью специальных манипуляторов.

Ядерные реакции. Ядерная энергетика.

Атомное ядро

Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и электрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотоническим спином Т и состоит из нуклонов - протонов и нейтронов.

Число нуклонов А в ядре называется массовым числом . Число Z называют зарядовым числом ядра или атомным номером. Поскольку Z определяет число протонов, а А - число нуклонов в ядре, то число нейронов в атомном ядре N=A-Z. Атомные ядра с одинаковыми Z, но различными А называются изотопами . В среднем на каждое значение Z приходится около трех стабильных изотопов. Например, 28 Si, 29 Si, 30 Si являются стабильными изотопами ядра Si. Кроме стабильных изотопов, большинство элементов имеют и нестабильные изотопы, для которых характерно ограниченное время жизни.

Ядра с одинаковым массовым числом А называются изобарами , а с одинаковым числом нейтронов-изотонами .

Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойства стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения.

Экспериментальные измерения масс атомных ядер, выполненные с большой точностью, показывают, что масса ядра всегда меньше суммы масс составляющих его нуклонов.

Энергия связи - это энергия, которую необходимо затратить, чтобы разделить ядро на составляющие его нуклоны.

Энергия связи, отнесенная к массовому числу А, называется средней энергией связи нуклона в атомном ядре (энергия связи на один нуклон).

Энергия связи приблизительно постоянна для всех стабильных ядер и примерно равна 8 МэВ. Исключением является область легких ядер, где средняя энергия связи растет от нуля (А=1) до 8 МэВ для ядра 12 С.

Аналогично энергия связи на один нуклон можно ввести энергию связи ядра относительно других составных его частей.

В отличие от средней энергии связи нуклонов количество энергии связи нейрона и протона изменяется от ядра к ядру.

Часто вместо энергии связи используют величину, называемую дефектом массы и равную разности масс и массового числа атомного ядра.

Гамма-Излучение

Гамма-излучение – это коротковолновое электромагнитное излучение. На шкале электромагнитных волн оно граничит с жестким рентгеновским излучением, занимая область более высоких частот. Гамма-излучение обладает чрезвычайно малой длинной волны (λhν (ν – χастота излучения, h – Планка постоянная).

Гамма- излучение возникает при распадах радиоактивных ядер, элементарных частиц, при аннигиляции пар частицы-античастица, а также при прохождении быстрых заряженных частиц через вещество.

Гамма-излучение, сопровождающее распад радиоактивных ядер, испускается при переходах ядра из более возбужденного энергетического состояния в менее возбужденное или в основное. Энергия γ – кванта равна разности энергий Δε ρостояний, между которыми происходит переход.

Возбужденное состояние

Основное состояние ядра Е1

Испускание ядром γ-кванта не влечет за собой изменения атомного номера или массового числа, в отличие от других видов радиоактивных превращений. Ширина линий гамма-излучений чрезвычайно мала (~10 -2 эв). Поскольку расстояние между уровнями во много раз больше ширины линий, спектр гамма-излучения является линейчатым, т.е. состоит из ряда дискретных линий. Изучение спектров гамма-излучения позволяет установить энергии возбужденных состояний ядер. Гамма-кванты с большими энергиями испускаются при распадах некоторых элементарных частиц. Так, при распаде покоящегося π 0 - мезона возникает гамма-излучение с энергией ~70Мэв. Гамма-излучение от распада элементарных частиц также образует линейчатый спектр. Однако испытывающие распад элементарные частицы часто движутся со скоростями, сравнимыми с скоростью света. Вследствие этого возникает доплеровское уширение линии и спектр гамма-излучения оказывается размытым в широком интервале энергий. Гамма-излучение, образующееся при прохождении быстрых заряженных частиц через вещество, вызывается их торможением к кулоновском поле атомных ядер вещества. Тормозное гамма –излучение, также как и тормозное рентгеноовское излучение, характерезуется сплошным спектром, верхняя граница которого совпадает с энергией заряженной частицы, например электрона. В ускорителях заряженных частиц получают тормозное гамма- излучение с максимальной энергией до нескольких десятков Гэв.

В межзвёзном пространстве гамма-излучение может возникать в результате соударений квантов более мягкого длинноволнового, электромагнитного излучения, например света, с электронами, ускоренными магнитными полями космических объектов. При этом быстрый электрон передает свою энергию электромагнитному излучению и видимый свет превращается в более жесткое гамма-излучение.

Аналогичное явление может иметь место в земных условиях при столновении электронов большой энергии, получаемых на ускорителях, с фотонами видимого света в интенсивных пучках света, создаваемых лазерами. Электрон передает энергию световому фотону, который превращается в γ-квант. Таким образом, можно на практике превращать отдельные фотоны света в кванты гамма-излучения высокой энергии.

Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью, т.е. может проникать сквозь большие толщи вещества без заметного ослабления. Основные процессы, происходящие при взаимодействии гамма-излучения с веществом, - фотоэлектрическое поглощение (фотоэффект), комптоновское рассеяние (комптон-эффект) и образавание пар электрон-позитрон. При фотоэффекте происходит поглощение γ-кванта одним из электронов атома, причём энергия γ-кванта преобразуется (за вычетом энергии связи электрона в атоме) в кинетическую энергию электрона, вылетающего за пределы атома. Вероятность фотоэффекта прямо пропорциональна пятой степени атомного номера элемента и обратно пропорциональна 3-й степени энергии гамма-излучения. Таким образом, фотоэффект преобладает в области малых энергии γ-квантов (£100 кэв) на тяжелых элементах (Pb, U).

При комптон-эффекте происходит рассеяние γ-кванта на одном из электронов, слабо связанных в атоме. В отличие от фотоэффекта, при комптон-эффекте γ-квант не исчезает, а лишь изменяет энергию (длинну волны) и направление распрастранения. Узкий пучок гамма-лучей в результате комптон-эффекта становится более широким, а само излучение - более мягким (длинноволновым). Интенсивность комптоновского рассеяния пропорциональна числу электронов в 1см 3 вещества, и поэтому вероятность этого процесса пропорциональна атомному номеру вещества. Комптон-эффект становится заметным в веществах с малым атомным номером и при энергиях гамма-излучения, превышвют энергию связи электронов в атомах. Так, в случае Pb вероятность комптоновского рассеяния сравнима с вероятностью фотоэлектрического поглощения при энергии ~ 0,5 Мэв. В случае Al комптон-эффект преобладает при гораздо меньших энергиях.

Если жнергия γ-кванта превышает 1,02 Мэв, становится возможным процесс образования электрон-позитроновых пар в электрическом поле ядер. Вероятность образования пар пропорциональна квадрату атомного номера и увеличивается с ростом hν. Поэтому при hν ~10 Мэв основным процессом в любом веществе оказывается образование пар.

0,1 0,5 1 2 5 10 50

Энергия γ-лучей (Мэв)

Обратный процесс аннигиляция электрон-позитронной пары является источником гамма-излучения.

Для характеристики ослабления гамма-излучения в веществе обычно пользуются коэффициентом поглощения, который показывает, на какой толщине Х поглотителя интенсивность I 0 падающего пучка гамма-излучение ослабляется в е раз:

Здесь μ 0 – линейный коэффициент поглощения гамма-излучения. Иногда вводят массовый коэффициент поглощения, равный отношению μ 0 к плотности поглотителя.

Экспоненциальный закон ослабления гамма-излучения справедлив для узкого направления пучка гамма-лучей, когда любой процесс, как поглощения, так и рассеяния, выводит гамма-излучение из состава первичного пучка. Однако при высоких энергиях процесс прохождения гамма-излучения через вещество значительно усложняется. Вторичные электроны и позитроны обладают большой энергией и поэтому могут, в свою очередь, создавать гамма-излучение благодаря процессам торможения и аннигиляциии. Таким образом в веществе возникает ряд чередующихся поколений вторичного гамма-излучения, электронов и позитронов, то есть происходит развитие каскадного ливня. Число вторичных частиц в таком ливне сначала возрастает с толщиной, достигая максимума. Однако затем процессы поглощения начинают преобладать над процессами размножения частиц и ливень затухает. Способность гамма-излучения развивать ливни зависит от соотношения между его энергией и так называемой критической энергией, после которой ливень в данном веществе практически теряет способность развиваться.

Для изменения энергии гамма-излучения в эксперементальной физике применяются гамма-спектрометры различных типов, основанные большей частью на измерении энергии вторичных электронов. Основные типы спектрометров гамма-излучения: магнитные, сцинтиляционные, полупроводниковые, кристал-дифракционные.

Изучение спектров ядерных гамма-излучений дает важную информацию о структуре ядер. Наблюдение эффектов, связанных с влиянием внешней среды на свойства ядерного гамма-излучения, используется для изучения свойств твёрдых тел.

Гамма-излучение находит применение в технике, например для обнаружения дефектов в металлических деталях – гамма-дефектоскопия. В радиационной химии гамма-излучение применяется для инициирования химических превращений, например процессов полимеризации. Гамма-излучение используется в пищевой промышленности для стерилизации продуктов питания. Основными источниками гамма-излучения служат естественные и искусственные радиоактивные изотопы, а также электронные ускорители.

Действие на организм гамма-излучения подобно действию других видов ионизирующих излучений. Гамма-излучение может вызывать лучевое поражение организма, вплоть до его гибели. Характер влияния гамма-излучения зависит от энергии γ-квантов и пространственных особенностей облучения, например, внешнее или внутреннее. Относительная биологическая эффективность гамма-излучения составляет 0,7-0,9. В производственных условиях (хроническое воздействие в малых дозах) относительная биологическая эффективность гамма-излучения принята равной 1. Гамма-излучение используется в медицине для лечения опухолей, для стерилизации помещений, аппаратуры и лекарственных препаратов. Гамма-излучение применяют также для получения мутаций с последующим отбором хозяйственно-полезных форм. Так выводят высокопродуктивные сорта микроорганизмов (например, для получения антибиотиков) и растений.

Современные возможности лучевой теропии расширились в первую очередь за счёт средств и методов дистанционной гамма-теропии. Успехи дистанционной гамма-теропии достигнуты в результате большой работы в области использования мощных искусственных радиоактивных источников гамма-излучения (кобальт-60, цезий-137), а также новых гамма-препаратов.

Большое значение дистанционной гамма-теропии объясняется также сравнительной доступностью и удобствами использования гамма-аппаратов. Последние, так же как и рентгеновские, конструируют для статического и подвижного облучения. С помощью подвижного облучения стремятся создать большую дозу в опухоли при рассредоточенном облучении здоровых тканей. Осуществлены конструктивные усовершенствования гамма-аппаратов, направленные на уменьшение полутени, улучшение гомогенизации полей, использование фильтров жалюзи и поиски дополнительных возможностей защиты.

Использование ядерных излучений в растениеводстве открыло новые, широкие возможности для изменения обмена веществ у сельскохозяйственных растений, повышение их урожайности, ускорения развития и улучшения качества.

В результате первых исследований радиобиологов было установлено, что ионизирующая радиация – мощный фактор воздействия на рост, развитие и обмен веществ живых организмов. Под влиянием гамма-облучения у растений, животных или микроорганизмов меняется слаженный обмен веществ, ускоряется или замедляется (в зависимости от дозы) течение физиологических процессов, наблюдаются сдвиги в росте, развитии, формировании урожая.

Следует особо отметить, что при гамма-облучении в семена не попадают радиоактивные вещества. Облученные семена, как и выращенный из них урожай, нерадиоактивны. Оптимальные дозы облучения только ускоряют нормальные процессы, происходящие в растении, и поэтому совершенно необоснованны какие-либо опасения и предостережения против использования в пищу урожая, полученного из семян, подвергавшихся предпосевному облучению.

Ионизирующие излучения стали использовать для повышения сроков хранения сельскохозяйственных продуктов и для уничтожения различных насекомых-вредителей. Например, если зерно перед загрузкой в элеватор пропустить через бункер, где установлен мощный источник радиации, то возможность размножения насекомых-вредителей будет исключена и зерно сможет храниться длительное время без каких-либо потерь. Само зерно как питательный продукт не меняется при таких дозах облучения. Употребление его для корма четырех поколений экспериментальных животных не вызвало каких бы то ни было отклонений в росте, способности к размножению и других патологических отклонений от нормы.

Атомный реактор.

Источником энергии реактора служит процесс деления тяжелых ядер. Напомним, что ядра состоят из нуклонов, то есть протонов и нейтронов. При этом количество протонов Z определяет заряд ядра Ze: оно равно номеру элемента из таблицы Менделеева, а атомный вес ядра А – суммарному количеству протонов и нейтронов. Ядра, имеющие одинаковое число протонов, но различное число нейтронов, являются различными изотопами одного и того же элемента и обозначается символом элемента с атомным весом слева вверху. Например, существуют следующие изотопы урана: 238 U, 235 U, 233 U,...

Масса ядра М не просто равна сумме масс составляющих его протонов и нейтронов, а меньше её на величину М, определяющую энергию связи

(в соответствии с соотношением ) М=Zm p +(A-Z)m n -(A)A, где(А)с - энергия связи, приходящаяся на один нуклон. Величина (А) зависит от деталей строения соответствующего ядра... Однако наблюдается общая тенденция зависимости её от атомного веса. А именно, пренебрегая мелкими деталями, можно описать эту зависимость плавной кривой, возрастающей при малых. А, достигающей максимума в середине таблицы Менделеева и убывающей после максимума к большим значениям А. Представим себе, что тяжелое ядро с атомным весом А и массой М разделилось на два ядра А 1 и А 2 с массами соответственно М 1 и М 2 , причем А 1 + А 2 равно А либо несколько меньше его, так как в процессе деления могут вылететь несколько нейтронов. Возьмем для наглядности случай А 1 + А 2 = А. Рассмотрим величину разности масс начального ядра и двух конечных ядер, причем будем считать что А 1 = А 2 , так, что (А 1)=(А 2), М=М-М 1 -М 2 =-(А)А+ (А 1)(А 1 +А 2) =А((А 1)- (А 1)). Если А соответствует тяжелому ядру в конце Периодической системы, то А 1 находится в середине и имеет максимальное значение(А 2). Значит, М>0 и, следовательно, в процессе деления выделяется энергия Е д =Мс 2 . Для тяжелых ядер, например для ядер урана, ((А 1)- (А))с 2 =1 МэВ. Так что при А=200 имеем оценку Е д = 200 МэВ. Напомним, что электрон-вольт (эВ) внесистемная единица энергии, равная энергии, приобретаемой элементарным зарядом под действием разности потенциалов 1В (1эВ = 1,6*10 -19 Дж). Например, средняя энергия, выделяемая при делении ядра 235 U

Е д = 180 МэВ = 180 10 6 эВ.

Таким образом, тяжелые ядра являются потенциональными источниками энергии. Однако самопроизвольное деление ядер происходит исключительно редко и практически значения не имеет. Если же в тяжелое ядро попадает нейтрон, то процесс деления может резко убыстриться. Это явление происходит с различной интенсивностью для различных ядер, и мерой его служит эффективное поперечное сечение процесса. Напомним, как определяются эффективные сечения и как они связаны с вероятностями тех или иных процессов. Представим себе пучок частиц, (например, нейтронов), падающих на мишень, состоящую из определённых объектов, скажем ядер. Пусть N 0 - число нейтронов в пучке, n-плотность ядер, приходящаяся на единицу объема (1 см 3). Пусть нас интересуют события определённого сорта, например деление ядер мишени. Тогда число таких событий N будет определяться формулой N=N 0 nl эф, где l- длинна мишени и эф называется поперечным сечением процесса деления (или любого другого процесса) заданной энергией Е, соответствующей энергии налетающих нейтронов. Как видно из предыдущей формулы, эффективное сечение имеет размерность площади(см 2). Оно имеет вполне понятный геометрический смысл: это площадка, при попадании в которую происходит интересующий нас процесс. Очевидно, если сечение большое, процесс идёт интенсивно, а маленькое сечение соответствует малой вероятности попадания в эту площадку, следовательно, в этом случае процесс происходит редко.

Итак, пусть для некоторого ядра мы имеем достаточно большое эффективное сечение процесса деления при этом, при делении наряду с двумя большими осколками А 1 и А 2 могут вылететь несколько нейтронов. Средне число дополнительных нейтронов называется коэффициентом размножения и обозначается символом k. Тогда реакция идёт по схеме

n+A A 1 +A 2 +kn.

Родившиеся в этом процессе нейтроны, в свою очередь, реагируют с ядрами А, что даёт новые реакции деления и новое, ещё большее число нейтронов. Если k > 1, такой цепной процесс происходит с нарастающей интенсивностью и приводит к взрыву с выделением огромного кол-ва энергии. Но процесс этот можно контролировать. Не все нейтроны обязательно попадут в ядро А: они могут выйти наружу через внешнюю границу реактора, могут поглотиться в веществах, которые специально вводятся в реактор. Таким образом, величину k, можно уменьшить до некоторой k эф, которая равна 1 и лишь незначительно её превышает. Тогда можно успевать отводить производимую энергию и работа реактора становится устойчивой. Тем не менее в этом случае реактор работает в критическом режиме. Неполадки с отводом энергии привели бы к нарастающей цепной реакции и катастрофе. Во всех действующих системах предусмотрены меры безопасности, однако аварии, с очень малой вероятностью, могут происходить и, к сожалению происходят.

Как выбирается рабочее вещество для атомного реактора? Необходимо, чтобы в топливных элементах присутствовали ядра изотопа с большим эффективным сечением деления. Единица измерения сечения 1 барн = 10 -24 см 2 . Мы видим две группы значений сечений: (233 U, 235 U, 239 Pu) и малые(232 Th, 238 U). Для того, чтобы представить себе разницу, вычислим, какое расстояние должен пролететь нейтрон, чтобы произошло событие деления. Воспользуемся для этого формулой N=N 0 nl эф. Для N=N 0 =1 имеем Здесь n- плотность ядер, , где p- обычная плотность и m =1,66*10 -24 г- атомная единица массы. Для урана и тория n = 4,8 . 10 22 см 3 . Тогда для 235 U имеем l = 10см, а для 232 Th l = 35 м. Таким образом, для реального осуществления процесса деления следует использовать такие изотопы как 233 U, 235 U, 239 Pu. Изотоп 235 U в небольшом кол-ве содержится в природном уране состоящем в основном из 238 U, поэтому в качестве ядерного топлива обычно используют уран, обогащённый изотопом 235 U. При этом в процессе работы реактора вырабатывается значительное кол-во ещё одного расщепляющегося изотопа- 239 Pu. Плутоний получается в результате цепочки реакций

238 U + n () 239 U () 239 Np () 239 Pu,

где означает излучение фотона, а -- распад по схеме

Здесь Z определяет заряд ядра, так что при распаде происходит к следующему элементу таблицы Менделеева с тем же А, е- электрон и v-электронное антинейтрино. Необходимо отметить также, что изотопы А 1 , А 2 , получающиеся в процессе деления, как правило, являются радиоактивными с временами полураспада от года до сотен тысяч лет, так что отходы атомных электростанций, представляющие собой выгоревшее топливо, очень опасны и требуют специальных мер для хранения. Здесь возникает проблема геологического хранения, которое должно обеспечить надёжность на миллионы лет вперёд. Несмотря на очевидную пользу атомной энергетики, основанной на работе ядерных реакторов в критическом режиме, она имеет и серьезные недостатки. Это, во-первых, риск аварий, аналогичных Чернобыльской, и, во-вторых, проблема радиоактивных отходов. Предложение использовать для атомной энергетики реакторы, работающие в подкритическом режиме, полностью разрешает первую проблему и в значительной степени облегчает решение второй.

Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии.

Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный коэффициент размножения нейтронов k эф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N 0. Тогда каждый нейтрон (за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в k эф) вызовет деление, которое даст дополнительный поток N 0 k 2 эф. Каждый нейтрон из этого числа снова произведёт в среднем k эф нейтронов, что даст дополнительный поток N 0 k эф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается равным

N = N 0 (1 + k эф + k 2 эф + k 3 эф + ...) = N 0 k n эф.

Если k эф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением критического поведения процесса в этом случае. Если же k эф < 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

Выделение энергии в единицу времени (мощность) тогда определяется выделением энергии в процессе деления,

где к <1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N 0 . Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ (10 9 эВ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

нейтронах. Удобно представить поток нейтронов через ток ускорителя

где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы выражаем энергию в электрон-вольт, это значит, что мы берём представление Е = еV, где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии в виде

Наконец удобно представить мощность установки в виде

где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P 0 = VI, а R 0 в предыдущей формуле есть коэффициент для k эф = 0,98,что обеспечивает надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем . Мы получили коэффициент усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность ускорителя r у и КПД тепловой электростанции r э. Тогда R=r y r э R 0 . Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ r y = 0,43. Эффективность производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный коэффициент усиления R = r y r э R 0 = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо, потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции не существует.

Принцип построения атомной энергетики.

Как известно, все в мире состоит из молекул, которые

представляют собой сложные комплексы взаимодейст-

вующих атомов. Молекулы - это наименьшие частицы

вещества, сохраняющие его свойства. В состав молекул

входят атомы различных химических элементов.

Химические элементы состоят из атомов одного типа.

Атом, мельчайшая частица химического элемента, сос-

тоит из "тяжелого" ядра и вращающихсявокруг электро-

Ядра атомов образованы совокупностью положительно

заряженных протонов и нейтральных нейтронов.

Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются

в ядрахкороткодействующими силами притяжения,

возникающими за счет обменов мезонами,

частицами меньшей массы.

Ядро элемента X обозначают как или X-A, например уран U-235 - ,

где Z - заряд ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра, A - массовое число ядра, равное

суммарному числу протонов и нейтронов.

Ядра элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами (например, уран

имеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var - изобарами.

Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и одиночные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать автономно вне ядерных структур. Такие ядра или иначе элементарные частицы, двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят участвовать в реакции. При этом частицы могут захватываться ядрами, либо после столкновения - менять направление движения, отдавать ядру часть кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными реакциями. Реакция без проникновения внуть ядра называется упругим рассеянием.

После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоянии. "Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими способами - испустить какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две неравные части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата, неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона или альфа-частицы.

Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет вид потоков гамма-квантов.

Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции данного типа.

Деление тяжелых ядер происходит при захвате

нейтронов. При этом испускаются новые частицы

и освобождается энергия связи ядра, передаваемая

осколкам деления. Это фундаментальное явление

было открыто в конце 30-ых годов немецкими уче-

ными Ганом и Штрасманом, что заложило основу

для практического использования ядерной энергии.

Ядра тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно поглощают тепловые нейтроны. После акта захвата нейтрона, тяжелое ядро с вероятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые осколками или продуктами деления. При этом испускаются - быстрые нейтроны/ (в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно заряженные бета-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и других частиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение составляющих вещество атомов и молекул, т.е. на разогревание окружающего вещества.

После акта деления ядер рожденные при делении осколки ядер, будучи нестабильными, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений и с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны некоторые осколки обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны.

Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе.Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.

Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.

Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы:

1.Реактор

2.Теплообменник, парогенератор

3.Паротурбинная установка

4.Генератор

5.Конденсатор

Развитие индустриального общества опирается на постоянно растущий уровень производства и потребления

различных видов энергии.

Как известно, в основе производства тепловой и электрической энергии лежит процесс сжигания ископаемых

энергоресурсов -

• нефти

а в атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при поглощении нейтронов.

Масштаб добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов, потребления воды, воздуха для производства необходимого человечеству количества энергии огромен, а запасы ресурсов, увы, ограничены. Особенно остро стоит проблема быстрого исчерпания запасов органических природных энергоресурсов.

1 кг природного урана заменяет 20 т угля.

Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q - единица тепловой энергии, равная Q=2,52*1017 ккал = 36*109 тонн условного топлива /т.у.т/, т.е. топлива с калорийностью 7000 ккал/кг, так что запасы энергоресурсов составляют 12,8*1012 т.у.т.

Из этого количества примерно 1/3 т.е. ~ 4,3*1012 т.у.т. могут быть извлечены с использованием современной техники при умеренной стоимости топливодобычи. С другой стороны современнные потребности в энергоносителях составляют 1,1*1010 т.у.т./год, и растут со скоростью 3-4% в год, т.е. удваиваются каждые 20 лет.

Легко оценить, что органические ископаемые ресурсы, даже если учесть вероятное замедление темпов роста энергопотребления, будут в значительной мере израсходованы в будущем веке.

Отметим кстати, что при сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих сернистостью около 2,5 %, ежегодно образуется до 400 млн.т. сернистого газа и окислов азота, т.е. около 70 кг. вредных веществ на каждого жителя земли в год.

Использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики снимает остроту этой проблемы.

Действительно, открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов, сделавшее наш век атомным, прибавило к запасам энергетического ископаемого топлива существенный клад ядерного горючего. Запасы урана в земной коре оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого богатства находится в рассеяном состоянии - в гранитах, базальтах. В водах мирового океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно немного. Поэтому массу ресурсов урана,которую можно добыть при современной технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн естественного урана. Так что эти запасы позволяют, как сказал академик А.П.Александров, "убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически на неограниченное время".

Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспечение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна.

Известна озабоченность ученых по поводу "парникового эффекта", возникающего из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического топлива, и соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Да и проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления рек приблизились во многих районах к критической черте.

Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены.

Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива.

Ядерные реакторы делятся на несколько групп:

в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые;

по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;

по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;

по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,

уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,

тяжеловодные канальные реакторы и др.

В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-235.

Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.

Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.

Ядерный синтез завтра.

“На завтра” планируется, прежде всего создание следующего поколения токамаков, в которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. С этой целью в ИАЭ имени И.В.Курчатова и НИИ электрофизической аппаратуры имени Д.В.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (ОТР).

В ОТР ставится целью само поддержание реакции на таком уровне, чтобы отношение полезного выхода энергии к затраченной (обозначается Q) было больше или по крайней мере равно единице: Q=1. Это условие - серьёзный этап отработки всех элементов системы на пути создания коммерческого реактора с Q=5. По имеющимся оценкам, лишь при этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, когда окупаются затраты на все обслуживающие процессы, включая и социально-бытовые затраты. А пока что на американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4.

Существуют также и другие проблемы. Например, первая стенка - то есть оболочка тороидальной вакуумной камеры - самая напряжённая, буквально многострадальная часть всей конструкции. В ОТР её объём примерно 300 м 3 , а площадь поверхности около 400 м 2 . Стенка должна быть достаточно прочной, чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без значительного перепада температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы.

Планируется установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующее поколение токамаков после JET и Т-15.

NET предполагалось соорудить в течение 1994-1999 годов. Первый этап исследований планируется провести за 3-4 года.

Говорят и о следующем поколении после NET - это уже “настоящий” термоядерный реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных установок.

Хотя ядро состоит из нуклонов, однако масса ядра - это не просто сумма масс нуклонов. Энергия, которая удерживает вместе эти нуклоны, наблюдается как разница в массе ядра и массах составляющих его отдельных нуклонов, с точностью до коэффициента c 2 , связывающего массу и энергию уравнением E = m ⋅ c 2 . {\displaystyle E=m\cdot c^{2}.} Таким образом, определив массу атома и массу его компонент, можно определить среднюю энергию на нуклон, удерживающую вместе различные ядра.

Из графика можно видеть, что очень лёгкие ядра имеют меньшую энергию связи на нуклон, чем ядра, которые немного тяжелее (в левой части графика). Это является причиной того, что в термоядерных реакциях (то есть при слиянии лёгких ядер) выделяется энергия. И наоборот, очень тяжёлые ядра в правой части графика имеют более низкую энергию связи на нуклон, чем ядра средней массы. В связи с этим деление тяжёлых ядер также энергетически выгодно (то есть происходит с выделением ядерной энергии). Следует отметить также, что при слиянии (в левой части) разница масс гораздо больше, чем при делении (в правой части).

Энергия, которая требуется, чтобы разделить полностью ядро на отдельные нуклоны, называется энергией связи E с ядра. Удельная энергия связи (то есть энергия связи, приходящаяся на один нуклон , ε = E с /A , где A - число нуклонов в ядре, или массовое число), неодинакова для разных химических элементов и даже для изотопов одного и того же химического элемента. Удельная энергия связи нуклона в ядре меняется в среднем в пределах от 1 МэВ у лёгких ядер (дейтерий) до 8,6 МэВ у ядер средней массы (с массовым числом А ≈ 100 ). У тяжёлых ядер (А ≈ 200 ) удельная энергия связи нуклона меньше, чем у ядер средней массы, приблизительно на 1 МэВ , так что их превращение в ядра среднего веса (деление на 2 части ) сопровождается выделением энергии в количестве около 1 МэВ на нуклон, или около 200 МэВ на ядро. Превращение лёгких ядер в более тяжёлые ядра даёт ещё больший энергетический выигрыш в расчёте на нуклон. Так, например, реакция соединения ядер дейтерия и трития

1 D 2 + 1 T 3 → 2 He 4 + 0 n 1

сопровождается выделением энергии 17,6 МэВ , то есть 3,5 МэВ на нуклон .

Деление ядер

Появление 2,5 нейтронов на акт деления позволяет осуществить цепную реакцию , если из этих 2,5 нейтронов как минимум один сможет произвести новое деление ядра урана. Обычно испускаемые нейтроны не делят ядра урана сразу же, но сначала должны быть замедлены до тепловых скоростей (2200 м/с при T =300 K). Замедление достигается наиболее эффективно с помощью окружающих атомов другого элемента с малым A , например водорода , углерода и т. п. материала, называемого замедлителем.

Некоторые другие ядра также могут делиться при захвате медленных нейтронов, например 233 U или 239 . Однако возможно также деление быстрыми нейтронами (высокой энергии) таких ядер как 238 U (его в 140 раз больше, чем 235 U) или 232 (его в земной коре в 400 раз больше, чем 235 U).

Элементарная теория деления была создана Нильсом Бором и Дж. Уилером с использованием капельной модели ядра .

Деление ядер также может быть достигнуто с помощью быстрых альфа-частиц , протонов или дейтронов . Однако эти частицы, в отличие от нейтронов, должны иметь большую энергию для преодоления кулоновского барьера ядра.

Высвобождение ядерной энергии

Известны экзотермические ядерные реакции, высвобождающие ядерную энергию.

Обычно для получения ядерной энергии используют цепную ядерную реакцию деления ядер урана-235 или плутония , реже других тяжёлых ядер (уран-238 , торий-232). Ядра делятся при попадании в них нейтрона , при этом получаются новые нейтроны и осколки деления. Нейтроны деления и осколки деления обладают большой кинетической энергией . В результате столкновений осколков с другими атомами эта кинетическая энергия быстро преобразуется в тепло.

Другим способом высвобождения ядерной энергии является термоядерный синтез . При этом два ядра лёгких элементов соединяются в одно тяжёлое. В природе такие процессы происходят на Солнце и в других звёздах, являясь основным источником их энергии.

Многие атомные ядра являются неустойчивыми. С течением времени часть таких ядер самопроизвольно превращаются в другие ядра, высвобождая энергию. Такое явление называют радиоактивным распадом .

Применение ядерной энергии

Деление

В настоящее время из всех источников ядерной энергии наибольшее практическое применение имеет энергия, выделяющаяся при делении тяжёлых ядер. В условиях дефицита энергетических ресурсов ядерная энергетика на реакторах деления считается наиболее перспективной в ближайшие десятилетия. На атомных электрических станциях ядерная энергия используется для получения тепла, используемого для выработки электроэнергии и отопления. Ядерные силовые установки решили проблему судов с неограниченным районом плавания (

Энергия, содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая при ядерных реакциях и радиоактивном распаде.

По прогнозам, для обеспечения потребностей человечества в энергии органических топлив хватит на 4 - 5 десятилетий. В будущем основным энергоресурсом может стать солнечная энергия. На переходный период требуется источник энергии, практически неисчерпаемый, дешевый, возобновляемый и не загрязняющий окружающую среду. И хотя ядерная энергия не отвечает полностью всем перечисленным требованиям, она развивается быстрыми темпами и с нею связана наша надежда на решение глобального энергетического кризиса.

Освобождение внутренней энергии атомных ядер возможно делением тяжелых ядер или синтезом легких ядер.

Характеристика атома . Атом любого химического элемента состоит из ядра и вращающихся вокруг него электронов. Ядро атома состоит из нейтронов и протонов. В качестве общего названия протона и нейтрона используется термин нуклон. Нейтроны не имеют электрического заряда, протоны заряжены положительно , электроны - отрицательно . Заряд протона по модулю равен заряду электрона.

Число протонов ядра Z совпадает с его атомным номером в периодической системе Менделеева. Число нейтронов в ядре за небольшим исключением больше или равно числу протонов.

Масса атома сосредоточена в ядре и определяется массой нуклонов. Масса одного протона равна массе одного нейтрона. Масса электрона составляет 1/1836 массы протона.

В качестве размерности массы атомов используется атомная единица массы (а.е.м), равная 1,66·10 -27 кг. 1 а.е.м. приблизительно равна массе одного протона. Характеристикой атома является массовое число А, равное суммарному количеству протонов и нейтронов.

Наличие нейтронов позволяет двум атомам иметь различную массу при одинаковых электрических зарядах ядра. Химические свойства этих двух, атомов будут одинаковыми; такие атомы называются изотопами. В литературе слева от обозначения элемента вверху пишут массовое число, а снизу – число протонов.

В качестве ядерного топлива в таких реакторах используется изотоп урана с атомной массой 235 . Природный уран представляет собой смесь трех изотопов: уран-234 (0,006%), уран-235 (0,711%) и уран-238 (99,283%). Изотоп уран-235 обладает уникальными свойствами - в результате поглощения нейтрона малой энергии получается ядро урана-236, которое затем расщепляется - делится на две приблизительно равные части, называемые продуктами деления (осколками). Нуклоны исходного ядра распределяются между осколками деления, однако не все - в среднем 2-3 нейтрона при этом высвобождается. В результате деления масса исходного ядра полностью не сохраняется, часть ее превращается в энергию, главным образом в кинетическую энергию продуктов деления и нейтронов. Величина этой энергии для одного атома урана 235 равна около 200 МэВ.

В активной зоне обычного реактора мощностью 1000 МВт содержится около 1 тыс.т урана, из которого только 3 - 4 % составляет уран-235. Ежесуточно в реакторе расходуется 3 кг этого изотопа. Таким образом, для снабжения реактора топливом ежесуточно должно перерабатываться 430 кг уранового концентрата, а это в среднем составляет 2150 т урановой руды

В результате реакции деления в ядерном горючем образуются быстрые нейтроны. Если они взаимодействуют с соседними ядрами делящегося вещества и, в свою очередь, вызывают в них реакцию деления, происходит лавинообразное нарастание числа актов деления. Такая реакция деления называется цепной ядерной реакцией деления.

Наиболее эффективны для развития цепной реакции деления нейтроны с энергией менее 0,1 кэВ. Их называют тепловыми, так как их энергия сопоставима со средней энергией теплового движения молекул. Для сравнения-энергия, которой обладают нейтроны, образующиеся при распаде ядер составляет 5 МэВ. Их называют быстрыми нейтронами. Для использования таких нейтронов в цепной реакции необходимо их энергию уменьшить (замедлить). Эти функции выполняет замедлитель. В веществах-замедлителях быстрые нейтроны рассеиваются на ядрах, и их энергия переходит в энергию теплового движения атомов вещества-замедлителя. В качестве замедлителя наиболее широко используется графит, жидкие металлы (теплоноситель 1-го контура).

Быстрое развитие цепной реакции сопровождается выделением большого количества тепла и перегревом реактора. Для поддержания стационарного режима реактора в активную зону реактора вводятся регулирующие стержниизматериалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны, например, из бора или кадмия.

Кинетическая энергия продуктов распада преобразуется в теплоту. Теплота поглощается теплоносителем, циркулирующим в ядерном реакторе, и передается к теплообменнику (1-й замкнутый контур), где производится пар (2-й контур), который вращает турбину турбогенератора. Теплоносителем в реакторе служит жидкий натрий (1-й контур) и вода (2-й контур).

Уран-235 относится к невозобновляемым ресурсам и при использовании его полностью в ядерных реакторах он исчезнет навсегда. Поэтому привлекательным выглядит использование в качестве исходного топлива изотопа уран-238, встречающегося в гораздо больших количествах. Этот изотоп не поддерживает цепную реакцию под воздействием нейтронов. Но он может поглощать быстрые нейтроны, образуя при этом уран-239. В ядрах урана-239 начинается бета-распад и образуется нептуний-239 (не встречающийся в природе). Этот изотоп также распадается и превращается в плутоний-239 (не встречающийся в природе). Плутоний-239 даже в большей степени подвержен тепловой нейтронной реакции деления. В результате реакции деления в ядерном горючем плутоний-239 образуются быстрые нейтроны, которые вместе с ураном образуют новое горючее и продукты деления, выделяющие в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) теплоту. В результате из килограмма природного урана можно получить в 20-30 раз больше энергии, чем в обычных ядерных реакторах на уране-235.

В современных конструкциях в качестве теплоносителя используют жидкий натрий. В этом случае реактор может работать при более высоких температурах, увеличивая тем самым термический КПД электростанции до 40% .

Однако физические свойства плутония: токсичность, малая критическая масса для самопроизвольной реакции деления, воспламенение в кислородной среде, хрупкость и самонагрев в металлическом состоянии делают его трудным в производстве, обработке и обращении. Поэтому реакторы-размножители пока менее распространены, чем реакторы на тепловых нейтронах.

4. Атомные электростанции

В мирных целях атомная энергия используется в атомных электростанциях. Доля АЭС в мировом производстве электроэнергии составляет около 14% .

В качестве примера рассмотрим принцип получения электроэнергии на Воронежской АЭС. В активную зону реактора по каналам направляют под давлением 157 ATM (15,7 МПа) жидкий металлический теплоноситель с температурой на входе 571 К, который нагревается в реакторе до 595 К. Металлический теплоноситель направляется в парогенератор, в который поступает холодная вода, превращающаяся в пар с давлением 65,3 ATM (6,53 МПа). Пар подается на лопатки паровой турбины, которая вращает турбогенератор.

В ядерных реакторах температура производимого пара существенно ниже, чем в парогенераторе ТЭС на органическом топливе. В результате термический КПД АЭС, работающих с водой в качестве теплоносителя, только 30%. Для сравнения, у электростанций, работающих на угле, нефти или газе он достигает 40%.

Атомные электростанции используются в системах электро- и тепло-снабжения населения, а мини-АЭС на морских судах (атомоходы, атомные подводные лодки) для электропривода гребных винтов).

В военных целях ядерную энергию используют в атомных бомбах. Атомная бомба является особым реактором на быстрых нейтронах , в котором происходит быстрая неуправляемая цепная реакция с большим коэффициентом размножения нейтронов. В ядерном реакторе атомной бомбы не предусматриваются замедлители. Размеры и масса устройства вследствие этого становятся небольшими.

Ядерный заряд бомбы на уране-235 делится на две части, в каждой из которых цепная реакция невозможна. Для осуществления взрыва одна из половин заряда выстреливается в другую, а при их соединении почти мгновенно происходит взрывная цепная реакция. Взрывная ядерная реакция приводит к выделению огромной энергии. При этом достигается температура около ста миллионов градусов. Происходит колоссальный рост давления и образуется мощная взрывная волна.

Первый ядерный реактор был пущен в Чикагском университете (США) 2 декабря 1942 года. Первая атомная бомба была взорвана 16 июля 1945 года в Нью-Мехико (г.Аламогордо). Она представляла собой устройство, созданноенапринципе деления плутония. Бомба состояла из плутония, окруженного двумя слоями химического взрывчатого вещества с взрывателями.

Первой атомной электростанцией, давшей ток в 1951 году, была АЭС EBR -1 (США). В бывшем СССР - Обнинская АЭС (Калужская обл, дала ток 27 июня 1954). Первая в СССР АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 12 МВт была пущена в 1969 году в городе Димитровграде. В 1984 году в мире работало 317 атомных электростанций суммарной мощностью 191 тысяча МВт, что составило на тот период 12% (1012 кВт-ч) мирового производства электроэнергии. Крупнейшей в мире АЭС по состоянию на 1981 год была АЭС "Библис"(ФРГ), тепловая мощность реакторов которой составляла 7800 МВт.

Термоядерными реакциями называются ядерные реакции синтеза легких ядер в более тяжелые. Элементом, используемым при термоядерном синтезе, является водород. Главное преимущество термоядерного синетза - практически неограниченные ресурсы исходного сырья, которое может быть добыто из морской воды. Водород в том или ином виде составляет 90 % всего вещества. Топлива для термоядерного синтеза, содержащегося в мировом океане, хватит более чем на 1 млрд лет (солнечное излучение и человечество в солнечной системе просуществует ненамного дольше). Сырье для термоядерного синтеза, содержащееся в 33 км океанской воды эквивалентно по своему энергосодержанию всем ресурсам твердых топлив (на Земле воды в 40 миллионов раз больше). Энергия дейтерия, заключенного в стакане воды, эквивалентна сжиганию 300 литров бензина.

Существует 3 изотопа водорода : их атомные массы -1,2 (дейтерий), 3 (тритий). Эти изотопы могут воспроизводить такие ядерные реакции, при которых суммарная масса конечных продуктов реакции меньше, чем суммарная масса веществ, вступивших в реакцию. Разница в массах, как и в случае реакции деления, составляет кинетическую энергию продуктов реакции. В среднем уменьшение массы вещества, участвующего в реакции термоядерного синтеза, на 1 а.е.м. соответствует выделению 931 МэВ энергии:

H 2 +H 2 = H 3 + нейтрон +3,2 МэВ,

H 2 +H 2 = H 3 + пpoтон +4,0 МэВ,

H 2 +H 3 = Не 4 + нейтрон +17,б МэВ.

Трития в природе практически нет. Его можно получить при взаимодействии нейтронов с изотопами лития:

Li 6 +нейтрон = Не 4 +H 3 + 4,8 МэВ.

Слияние ядер легких элементов не происходит естественно (исключая процессы в космосе). Для того, чтобы заставить вступить ядра в реакцию синтеза требуются высокие температуры (порядка 107 -109К). При этом газ представляет собой ионизированную плазму. Проблема удержания этой плазмы представляет собой главное препятствие на пути использования этого метода получения энергии. Температура порядка 10 миллионов градусов характерна для центральной части Солнца. Именно термоядерные реакции являются источником энергии, обеспечивающим излучение Солнца и звезд.

В настоящее время ведутся теоретические и экспериментальные работыпоисследованию способов магнитного и инерционного удержания плазмы.

Метод использования магнитных полей. Создается магнитное поле, которое пронизывает канал движущейся плазмы. Заряженные частицы,из которых состоит плазма, во время движения в магнитном поле подвергаются воздействию сил, направленных перпендикулярно движению частиц и линиям магнитного поля. Вследствие действия этих сил частицы будут двигаться по спирали вдоль линий поля. Чем сильнее магнитное поле, тем плотнее становится поток плазмы, изолируясь тем самым от стенок оболочки.

Инерционное удержание плазмы . В реакторе осуществляются термоядерные взрывы с частотой 20 взрывов в секунду. Для реализации этой идеи частицу термоядерного топлива нагревают с помощью сфокусированного излучения 10 лазеров до температуры зажигания реакции синтеза за время, прежде- чем она успеет разлететься на заметное расстояние вследствие теплового движения атомов (10-9 с).

Термоядерный синтез лежит в основе водородной (термоядерной) бомбы. В такой бомбе происходит самоподдерживающаяся термоядерная реакция взрывного характера. Взрывчатым веществом является смесь дейтерия и трития. В качестве источника энергии активации (источник высоких температур) используется энергия ядерной бомбы деления. Первая в мире термоядерная бомба была создана в СССР в 1953 году.

В конце 50-х годов в СССР начались проработки идеи термоядерного синтеза в реакторах типа ТОКАМАК (тороидальная камера в магнитном поле катушки). Принцип работы заключается в следующем: тороидальная камера вакуумируется и заполняется газовой смесью дейтерия и трития. По смеси пропускается ток в несколько миллионов ампер. За 1-2 секунды температура смеси поднимается до сотен тысяч градусов. В камере образуется плазма. Дальнейший разогревее осуществляется инжекцией нейтральных атомов дейтерия и трития с энергией 100 - 200 кэВ. Температура плазмы поднимается до десятков миллионов градусов и начинается самоподдерживающаяся реакция синтеза. Через 10-20 минут в плазме накопятся тяжелые элементы из частично испаряющегося материала стенок камеры. Плазма остывает, термоядерное горение прекращается. Камеру нужно снова отключать и очистить от накопившихся примесей. Размеры тора при тепловой мощности реактора 5000 МВт следующие: Внешний радиус -10м; внутренний радиус - 2,5 м.

Исследования по изысканию способа управления термоядерными реакциями, т.е. применению термоядерной энергии в мирных целях, развиваются с большой интенсивностью.

В 1991 году на совместной европейской установке в Великобритании впервые было достигнуто значительное энерговыделение в ходе управляемого термоядерного синтеза. Оптимальный режим поддерживался в течение 2 секунд и сопровождался высвобождением энергии порядка 1,7 МВт. Максимальная температура составила 400 млн градусов.

Термоядерный электрогенератор. При использовании дейтерия в качестве термоядерного топлива две трети энергии должно освобождаться в виде кинетической энергии заряженных частиц. Электромагнитными методами эта энергия может быть превращена в электрическую энергию.

Электроэнергия может быть получена при стационарном режиме работы установки и импульсном. В первом случае получающиеся в результате самоподдерживающейся реакции синтеза ионы и электроны тормозятся магнитным полем. Ионный ток от электронного отделяется при помощи поперечного магнитного поля. КПД такой системы при прямом торможении будет около 50%, а остальная энергия перейдет в тепло.

Термоядерные двигатели (не реализованы). Область применения: космические аппараты. Полностью ионизированная дейтериевая плазма при температуре 1 миллиард градусов Цельсия удерживается в виде шнура линейным магнитным полем катушек из сверхпроводников. Рабочее тело подается в камеру через стенки, охлаждая их, и нагревается, обтекая плазменный шнур. Осевая скорость истечения ионов на выходе из магнитного сопла 10000 км/с.

В 1972 году на одном заседаний Римского клуба - организации, изучающей причины и занимающейся поиском решений проблем планетарного масштаба - прозвучал доклад, подготовленный учеными Э. фон Вайнцзеккером, А. Х.Ловинсом и произведший эффект разорвавшейся бомбы. Согласно данным, приведенным в докладе находящихся на планете источников энергии - угля, газа, нефти и урана - хватит до 2030 года. Для добычи угля, с которого можно будет получить энергии на 1 доллар, потребуется затратить энергию, стоимостью 99 центов.

Урана-235, служащего топливом для атомных электростанций, в природе не так уж и мною: всего в мире 5% от общего количества урана, 2% из них приходится на Россию. Поэтому АЭС могут использоваться только во вспомогательных целях. Исследования ученых, пытавшихся получать энергию из плазмы на "ТОКАМАКах", остались по сей день дорогостоящими упражнениями. В 2000 году появились сообщения, что Европейское атомное сообщество (ЦЕРН) и Япония строят первый сегмент ТОКАМАКа.

Спасением может оказаться не "мирный атом" АЭС, а "военный" – энергия термоядерной бомбы.

Свое изобретение российские ученые назвали котел взрывного сгорания (КВС). В основе принципа действия КВС лежит взрыв сверхмалой термоядерной бомбы в специальном саркофаге - котле. Взрывы происходят регулярно. Интересно, что в КВС давление на стенки котла во время взрыва оказывается меньше, чем в цилиндрах обыкновенного автомобиля.

Для безопасной работы КВС внутренний диаметр котла должен быть не менее 100 метров. Двойные стальные стенки и железнобетонная оболочка 30 метровой толщины будут гасить колебания. На сооружение его только высококачественной стали пойдет как на два современных военных линкора. Возводить КВС планируется 5 лет. В 2000 году в одном из закрытых городов России был подготовлен проект по строительству экспериментальной установки под "бомбу" в 2-4 килотонны ядерного эквивалента. Стоимость этого КВС - 500 миллионов долларов. Ученые подсчитали, что он окупится через год, и еще 50 лет будет давать практически бесплатные электроэнергию и тепло. По словам руководителя проекта, стоимость энергии, эквивалентной выделяемой при сжигании тонны нефти, будет менее 10 долларов.

40 КВГ способны удовлетворить потребности всей национальной энергетики. Сотня - всех стран Евразийского континента.

В 1932 году был экспериментально обнаружен позитрон - частица с массой электрона, но с положительным зарядом. Вскоре было высказано предположение о существовании в природе зарядовой симметрии: а) у каждой частицы должна быть античастица; б) законы природы не изменяются при замене всех частиц соответствующими античастицами и наоборот. Антипротон и антинейтрон были открыты в середине 50-х годов. В принципе может существовать антивещество, состоящее из атомов, в ядра которых входят антипротоны и антинейтроны, а их оболочку образуют позитроны.

Сгустки антивеществ космологических размеров составляли бы антимиры, но они не обнаружены в природе. Антивещество синтезировано лишь в лабораторных масштабах. Так, в 1969 году на Серпуховском ускорителе советские физики зарегистрировали ядра антигелия, состоящие из двух антипротонов и одного антинейтрона.

Применительно к возможностям преобразования энергии антивещество примечательно тем, что при соприкосновении его с веществом происходит аннигиляция (уничтожение) с высвобождением колоссальной энергии (оба типа вещества исчезают, превращаясь в излучение). Так, электрон и позитрон, аннигилируя, порождают два фотона. Один вид материи – заряженные массивные частицы - переходит в другой вид материи - в нейтральные безмассовые частицы. Пользуясь соотношением Эйнштейна об зквивалентности энергии и массы (E=mc 2), нетрудно рассчитать, что при аннигиляции одного грамма вещества возникает такая же энергия, какую можно получить при сжигании 10000 тонн каменного угля, а одной тонны антивещества было бы достаточно, чтобы обеспечить на год энергией всю планету.

Астрофизики полагают, что именно аннигиляция обеспечивает гигантскую энергию квазизвездных объектов - квазаров.

В 1979 году группе американских физиков удалось зарегистрировать наличие природных антипротонов. Их принесли космические лучи.

Атом состоит из ядра, окруженного облаками частиц, называемых электронами (см. рис.). В ядрах атомов — мельчайших частиц, из которых состоят все вещества, - содержится значительный запас . Именно эта энергия высвобождается в виде радиации при распаде радиоактивных элементов. Радиация опасна для жизни, однако ядерные реакции могут использоваться для производства . Радиация также используется в медицине.

Радиоактивность

Радиоактивность - это свойство ядер не­стабильных атомов излучать энергию. Большинство тяжелых атомов нестабильны, а у более легких атомов бывают радиоизотопы, т.е. радиоактивные изотопы. Причина радиоактивности в том, что атомы стремятся стать стабильными (см. статью « «). Существуют три вида радиоактивного излучения: альфа-лучи , бета-лучи и гамма-лучи . Они называются так по трем первым буквам греческого алфавита. Вначале ядро испускает альфа или бета-лучи, а если оно все еще остается нестабильным, ядро испускает и гамма-лучи. На рисунке вы видите три атомных ядра. Они нестабильны, и каждый из них испускает один из трех видов лучей. Бета-частицы – это электроны с очень большой энергией. Они возникают при распаде нейтрона. Альфа-частицы состоят из двух протонов и двух нейтронов. Точно такой же состав имеет ядро атома гелия. Гамма-лучи – это электромагнитное излучение большой энергии, распространяющееся со скоростью света.

Альфа-частицы движутся медленно, и слой вещества бо­лее толстый, чем лист бумаги, задерживает их. Они ничем не отличаются от ядер атомов гелия. Ученые полагают, что гелий на Земле есть продукт естественной радиоактивности. Альфа-частица пролетает менее 10 см, и лист плотной бумаги задержит её. Бета-частица пролетает в воздухе около 1 метра. Задержать её может лист меди толщиной 1 миллиметр. Интенсивность гамма-лучей спадает наполовину при проходе через слой свинца в 13 миллиметров или слой в 120 метров.

Радиоактивные вещества транспортируются в свинцовых контейнерах с толстыми стенками, чтобы предотвратить утечку радиации. Воз­действие радиации вызывает у человека ожоги, катаракту, рак. Уровень радиации измеряется при помощи счетчика Гейгера . Этот прибор издаёт щелчки при обнаружении радиоактивного излучения. Испустив части­цы, ядро приобретает новый атомный номер и превращается в ядро другого элемента. Этот процесс называют радиоактивным распадом . Если новый элемент также нестабилен, процесс распада продолжается до тех пор, пока не образуется стабильное ядро. К примеру, когда атом плутония-2 (его масса 242) испускает альфа-частицу относительная атомная масса которой 4 (2 протона и 2 нейтрона), он превращается в атом урана — 238 (атомная масса 238). Период полураспада - это время, за которое распадается половина всех атомов в образце данного вещества. Разные имеют разные периоды полураспада. Период полураспада радия-221 равен 30 секунд, тогда как у урана он составляет 4,5 млрд. лет.

Ядерные реакции

Существуют два вида ядерных реакций: ядерный синтез и деление (расщепление) ядра . «Синтез» означает «соединение»; при ядерном синтезе два ядра соединяют­ся и одно большое. Ядерный синтез может происходить только при очень высоких . При синтезе выделяется огромное количество энергии. При ядерном синтезе два ядра соединяются в одно большое. В 1992 году спутник КОБЕ обнаружил в космосе особый вид радиации, что подтверждает теорию о том, что образовалась в результате так называемого Большого взрыва . Из термина «расщепление» ясно, что ядра раскалываются, высвобождая ядерную энергию. Такое возможно при бомбардировке ядер нейтронами и происходит в радиоактивных веществах либо в особом устройстве, называемом ускорителем частиц . Ядро делит­ся, излучая ней­троны и выделяя колоссальную энергию.

Ядерная энергия

Энергию, высвобождаемую при ядерных реакциях, можно использовать для производства электричества и как источник энергии на атомных подводных лодках и на авианосцах. Действие атомной электростанции основано делении ядер в ядерных реакторах. Стержень, сделан из радиоактивного вещества, например урана, бомбардируют нейтронами. Ядра урана расщепляются, излучая энергию. При этом освобождаются новые нейтроны. Такой процесс называют цепной реакцией . Из единицы массы топлива электростанции производит больше энергии, чем любые другие электростанции, однако меры безопасности и захоронение радиоактивных отходов стоит чрезвычайно дорого.

Ядерное оружие

Действие ядерного оружия основано на том, что неконтролируемый выброс огромного количества ядерной энергии приводит к страшному взрыву. В конце второй мировой войны США сбросили атомные бомбы на японские города Хиросиму и На­гасаки. Сотни тысяч людей погибли. Атомные бомбы основаны на реакциях деления , водородные — на реакциях синтеза . На рисунке изображена атомная бомба, сброшенная на Хиросиму.

Радиоуглеродный метод

Радиоуглеродным методом определяют время, прошедшее после смерти организма. В живой содержится небольшое количество углерода-14, радиоактивного изо­топа углерода. Его период полураспада составляет 5700 лет. Когда организм умирает, запасы уг­лерода-14 в тканях, истощаются, изо­топ распадается, и по оставшемуся его количеству можно определить, как давно организм умер. Благодари радиоуглеродному методу можно узнать, как давно произошло извержение . Для этого используют застывших в лаве насекомых и пыльцу.

Как ещё используется радиоактивность

В промышленности при помощи радиации определяют толщину листа бумаги или пластика (см. статью « «). По интенсивности бета-лучей, проходящих сквозь лист, можно обнаружить даже небольшую неоднородность его толщины. Продукты питания - фрукты, мясо - облучают гам­ма-лучами, чтобы они остались свежими. Используя радиоактивность, медики прослеживают путь вещества в организме. Например, чтобы определить, как сахар распределяет­ся в теле пациента, врач может ввести немного углерода-14 в молекулы сахара и следить за излучением этого вещества, попавшего в организм. Радиотерапия, то есть облучение больного строго дозированными порциями излучения, убивает раковые клетки – чрезмерно разросшиеся клетки организма.

Эйнштейн установил связь между энергией и массой в своем уравнении:

где с = 300 000 000 м/с - скорость света;

таким образом тело человек массой 70 кг содержит в себе энергию

такое количество энергии реакторная установка РБМК-1000 выработает только задве тысячи массы разделившегося ядра. Разумеется до полного превращения массы в энергию еще очень далеко, но уже такое, не обнаруживаемое обычными весами, изменение массы топлива в реакторе позволяет получать гигантское количество энергии. Изменение массы топлива за год непрерывной работы в реакторе РБМК-1000 составляет приблизительно 0.3 г, но выделившаяся при этом энергия такая же, как при сжигании 3000000 (три миллиона) тон угля.%лет работы. Главная проблема научится превращать массу в полезную энергию. Первый шаг для решения этой проблемы человечество сделало освоив военное и мирное использование энергии деления ядер. В самом первом приближении процессы, происходящие в ядерном реакторе, можно описать как непрерывное деление ядер. При этом масса целого ядра до деления больше массы получившихся осколков. Разница составляет примерно 0.1

Мощность.

В практике, когда мы говорим о источнике энергии нас, как правило, интересует его мощность. Поднять тысячу кирпичей на пятый этаж строящегося дома, можно краном, а можно и с помощью двух рабочих с носилками. И в том, и в другом случае совершенная работа и затраченная энергия одинакова, отличаются только мощности источников энергии. Определение: Мощность источника энергии (машины), это количество полученной энергии (совершенной работы) в единицу времени.

мощность= энергия(работа)/время

размерность [Дж/сек = Вт]

Закон сохранения энергии

Как указывалось выше в окружающем нас мире происходит непрерывное преобразование энергии из одного вида в другую. Подбросив мячик мы вызвали цепочку преобразований механической энергии из одного вида в другой. Прыгающий мячик наглядно иллюстрирует закон сохранения энергии:

Энергия не может исчезать в никуда, или появляться из неоткуда, она может только переходит из одного вида в другой.

Мяч, совершив несколько подскоков, в конце концов останется неподвижным на поверхности. Поскольку первоначально переданная ему механическая энергия расходуется на:

а) преодоление сопротивления воздуха в котором движется мяч (переходит в тепловую энергию воздуха)

б) нагрев мяча и поверхности соударения. (изменение формы всегда сопровождается нагревом, вспомним как нагревается алюминиевая проволока при многократных перегибах)

Преобразование энергии

Возможности по преобразованию и использованию энергии являются показателем технического развития человечества. Первым, используемым человеком, преобразователем энергии можно считать парус - использование энергии ветра для перемещения по воде, дальнейшие развитее, это использование ветра и воды в ветряных и водяных мельницах. Изобретение и внедрение паровой машины произвело настоящую революцию в технике. Паровые машины на фабриках и заводах резко увеличили производительность труда. Паровозы и теплоходы сделали перевозки по суше и морю более быстрыми и дешевыми. На начальном этапе паровая машина служила для превращения тепловой энергии в механическую энергию вращающегося колеса, от которого с помощью различного рода передач (валы, шкивы, ремни, цепи), энергия передавалась на машины и механизмы.

Широкое внедрение электрических машин, двигателей превращающих электрическую энергию в механическую и генераторов для производства электроэнергии из механической энергии, ознаменовало собой новый скачёк в развитии техники. Появилась возможность передавать энергию на большие расстояния в виде электроэнергии, родилась целая отрасль промышленности энергетика.

В настоящее время создано большое количество приборов предназначенных, как для преобразования электроэнергии в любой вид энергии необходимый для жизнедеятельности человека: электромоторы, электронагреватели, лампы освещения, так и использующие непосредственно электроэнергию: телевизоры, приемники и т.п.

АЭС (с одноконтурным реактором)

История развития Атомной энергетики

Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).

За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).

Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.

Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.

При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.

К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.

При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.

Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.

Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.

При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.

В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор - турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.

Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.

В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.

В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235U, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.

Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).

На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.