Ядрената и атомната енергия са едно и също нещо. Образователна програма: Как да добиваме ядрена енергия

1.Въведение

2.Радиоактивност

3.Ядрени реактори

4. Инженерни аспекти на термоядрения реактор

5.Ядрена реакция. Ядрена енергия.

6.Гама лъчение

7.Ядрен реактор

8.Принципи на изграждане на ядрената енергетика

9. Ядрен синтез утре

10. Заключение

11. Използвана литература

ВЪВЕДЕНИЕ: Какво изучава физиката?

Физиката е наука за природата, която изучава най-простите и в същото време най-общите закони на природата, структурата и законите на движение на материята. Физиката се класифицира като точни науки. Неговите понятия и закони формират основата на естествената наука. Границите, разделящи физиката и др природни науки, исторически условен. Общоприето е, че физиката е фундаментално експериментална наука, тъй като законите, които открива, се основават на експериментално установени данни. Физическите закони са представени под формата на количествени зависимости, изразени на езика на математиката. Като цяло физиката се дели на експериментална, която се занимава с провеждане на експерименти с цел установяване на нови факти и проверка на хипотези и известни физични закони, и теоретична, фокусирана върху формулирането на физични закони, обяснението на природните явления въз основа на тези закони и прогнозиране на нови явления.

Структурата на физиката е сложна. Включва различни дисциплини или секции. В зависимост от обектите, които се изучават, се разграничават физиката на елементарните частици, ядрената физика, физиката на атомите и молекулите, физиката на газовете и течностите, физиката на плазмата и физиката на твърдото тяло. В зависимост от процесите или формите на движение на материята, които се изучават, механиката на материалните точки и твърдите тела, механиката на непрекъснатите среди (включително акустиката), термодинамиката и статистическата механика, електродинамиката (включително оптиката), теорията на гравитацията, квантова механикаи квантовата теория на полето. В зависимост от потребителската ориентация на получените знания се разграничават фундаментална и приложна физика. Също така е обичайно да се разграничава доктрината за вибрациите и вълните, която разглежда механичните, акустичните, електрическите и оптичните вибрации и вълни от една гледна точка. Физиката се основава на фундаментални физични принципи и теории, които обхващат всички клонове на физиката и най-пълно отразяват същността физични явленияи процеси на реалността.

От ранните цивилизации, възникнали по бреговете на Тигър, Ефрат и Нил (Вавилон, Асирия, Египет), няма доказателства за постижения в областта на физическото познание, с изключение на тези, въплътени в архитектурни структури, предмети от бита, и т.н. продукти на знанието. При издигането на различни видове конструкции и изработването на предмети от бита, оръжия и др., хората са използвали определени резултати от множество физически наблюдения, технически експерименти и техните обобщения. Можем да кажем, че е имало определено емпирично физическо познание, но не е имало система от физическо познание.

Физическите концепции в Древен Китай също се появяват на базата на различни видове техническа дейност, по време на които са разработени различни технологични рецепти. Естествено, преди всичко бяха разработени механични концепции. По този начин китайците са имали идеи за сила (какво ви кара да се движите), реакция (какво спира движението), лост, блок, сравнение на везни (сравнение със стандарт). В областта на оптиката китайците имат идеята да формират обратно изображение в "камера обскура". Още през шести век пр.н.е. те са познавали явленията на магнетизма - привличането на желязото от магнит, на базата на което е създаден компасът. В областта на акустиката те познаваха законите на хармонията и явленията на резонанса. Но това все още бяха емпирични идеи, които нямаха теоретично обяснение.

IN Древна ИндияОсновата на натурфилософските идеи е учението за петте елемента - земя, вода, огън, въздух и етер. Имаше и предположение за атомната структура на материята. Разработени са оригинални идеи за такива свойства на материята като тежест, течливост, вискозитет, еластичност и др., За движението и причините, които го предизвикват. До 6 век пр.н.е. Емпиричните физични концепции в някои области показват тенденция да се трансформират в уникални теоретични конструкции (в оптиката, акустиката).

Феноменът радиоактивност или спонтанен разпад на ядрата е открит от френския физик А. Бекерел през 1896 г. Той открива, че уранът и неговите съединения излъчват лъчи или частици, които проникват през непрозрачни тела и могат да осветяват фотографска плака; Бекерел установява, че интензивността на радиацията е пропорционална само на концентрацията на уран и не зависи от външни условия(температура, налягане) и дали уранът е в някакви химични съединения.

Английските физици Е. Ръдърфорд и Ф. Соди доказаха, че във всички радиоактивни процеси възникват взаимни трансформации на атомните ядра на химичните елементи. Изследване на свойствата на радиацията, съпровождаща тези процеси в магнитни и електрически полета, показа, че тя се разделя на a-частици (хелиеви ядра), b-частици (електрони) и g-лъчи (електромагнитно излъчване с много къса дължина на вълната).

Нарича се атомно ядро, излъчващо g-кванти, a-, b- или други частици радиоактивно ядро. В природата има 272 стабилни атомни ядра. Всички останали ядра са радиоактивни и се наричат радиоизотопи.

Енергията на свързване на ядрото характеризира неговата устойчивост на разпадане на съставните части. Ако енергията на свързване на ядрото е по-малка от енергията на свързване на неговите разпадни продукти, това означава, че ядрото може спонтанно да се разпадне. По време на алфа разпада алфа частиците отнасят почти цялата енергия и само 2% от нея отиват във вторичното ядро. По време на алфа разпадане масовото число се променя с 4 единици, а атомното число с две единици.

Първоначалната енергия на алфа частица е 4-10 MeV. Тъй като алфа частиците имат голяма маса и заряд, средният им свободен път във въздуха е кратък. Например средният свободен път във въздуха за алфа частици, излъчени от ураново ядро, е 2,7 cm, а тези, излъчени от радий, е 3,3 cm.

Това е процес на трансформация на атомно ядро ​​в друго ядро ​​с промяна на атомния номер без промяна на масовото число. Има три вида b-разпад: електрон, позитрон и улавяне на орбитален електрон от атомно ядро. Последният тип разпад също се нарича ДА СЕ-улавяне, тъй като в този случай най-близкият до ядрото електрон е най-вероятно да бъде погълнат ДА СЕчерупки. Поглъщане на електрони от ЛИ Мчерупки също е възможно, но по-малко вероятно. Полуживотът на b-активните ядра варира в много широк диапазон.

Броят на известните в момента бета-активни ядра е около хиляда и половина, но само 20 от тях са естествено срещащи се бета-радиоактивни изотопи. Всички останали са получени по изкуствен път.

Непрекъснатото разпределение на кинетичната енергия на електроните, излъчени по време на разпадането, се обяснява с факта, че заедно с електрона се излъчва и антинеутрино. Ако нямаше антинеутрино, тогава електроните щяха да имат строго определен импулс, равен на импулса на остатъчното ядро. Рязко прекъсване на спектъра се наблюдава при стойност на кинетичната енергия, равна на енергията на бета разпада. В този случай кинетичните енергии на ядрото и антинеутриното са равни на нула и електронът отнася цялата енергия, освободена по време на реакцията.

По време на електронен разпад остатъчното ядро ​​има порядков номер едно по-голям от първоначалното, като същевременно запазва масовото число. Това означава, че в остатъчното ядро ​​броят на протоните се е увеличил с един, а броят на неутроните, напротив, е станал по-малък: N=A-(Z+1).

По време на позитронния разпад се запазва пълният брой нуклони, но крайното ядро ​​има един неутрон повече от първоначалното. По този начин разпадането на позитрон може да се тълкува като реакция на трансформация на един протон вътре в ядрото в неутрон с излъчване на позитрон и неутрино.

ДА СЕ електронно улавянесе отнася до процеса на атом, който абсорбира един от орбиталните електрони на своя атом. Тъй като улавянето на електрон от най-близката до ядрото орбита е най-вероятно, електроните най-вероятно ще бъдат абсорбирани ДА СЕ-черупки. Следователно този процес се нарича още ДА СЕ-улавяне.

Много по-малко вероятно е електроните да бъдат уловени от Л-,М-черупки. След улавяне на електрон от ДА СЕ-обвивка, възниква серия от електронни преходи от орбита към орбита, образува се ново атомно състояние и се излъчва рентгенов квант.

Стабилните ядра са в състояние, съответстващо на най-ниската енергия. Това състояние се нарича основно. Въпреки това, чрез облъчване на атомни ядра с различни частици или високоенергийни протони, определена енергия може да бъде прехвърлена към тях и следователно прехвърлена към състояния, съответстващи на по-висока енергия. Преминавайки след известно време от възбудено състояние в основно състояние, атомното ядро ​​може да излъчва или частица, ако енергията на възбуждане е достатъчно висока, или електромагнитно излъчване с висока енергия - гама квант.

Тъй като възбуденото ядро ​​е в дискретни енергийни състояния, гама лъчението се характеризира с линеен спектър.

При делене на тежки ядра се произвеждат няколко свободни неутрона. Това прави възможно организирането на така наречената верижна реакция на делене, когато неутроните, разпространяващи се в среда, съдържаща тежки елементи, могат да предизвикат тяхното делене с излъчване на нови свободни неутрони. Ако средата е такава, че броят на новосъздадените неутрони се увеличава, тогава процесът на делене нараства като лавина. В случай, че броят на неутроните намалява по време на последващо делене, ядрената верижна реакция избледнява.

За да се получи стационарна ядрена верижна реакция, очевидно е необходимо да се създадат такива условия, че всяко ядро, което абсорбира неутрон, при делене освобождава средно един неутрон, който отива към деленето на второто тежко ядро.

Ядреният реактор е устройство, в което се извършва и поддържа контролирана верижна реакция на делене на определени тежки ядра.

Ядрена верижна реакция в реактор може да възникне само с определен брой делящи се ядра, които могат да се делят при всяка неутронна енергия. От делящите се материали най-важен е изотопът 235 U, чийто дял в естествения уран е едва 0,714%.

Въпреки че 238 U се деля от неутрони, чиято енергия надвишава 1,2 MeV, самоподдържаща се верижна реакция върху бързи неутрони в естествения уран не е възможна поради високата вероятност за нееластично взаимодействие на ядра 238 U с бързи неутрони. В този случай неутронната енергия става под праговата енергия на делене на 238 U ядра.

Използването на модератор води до намаляване на резонансната абсорбция в 238 U, тъй като неутронът може да премине през областта на резонансните енергии в резултат на сблъсъци с ядрата на модератора и да бъде абсорбиран от ядра 235 U, 239 Pu, 233 U, напречното сечение на делене нараства значително с намаляване на неутронната енергия. Като модератори се използват материали с ниско масово число и малко сечение на абсорбция (вода, графит, берилий и др.).

За характеризиране на верижната реакция на делене се използва величина, наречена коефициент на умножение К. Това е отношението на броя на неутроните от определено поколение към броя на неутроните от предишното поколение. За стационарна верижна реакция на делене K=1. Система за размножаване (реактор), в която K = 1, се нарича критична. Ако K >1, броят на неутроните в системата се увеличава и в този случай се нарича надкритичен. В 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 сърцевината на реактора с топлинни неутрони, заедно с ядреното гориво, има значителна маса вещество-модератор, характеризиращо се с голямо напречно сечение на разсейване и малко напречно сечение на абсорбция.

Активната зона на реактора е почти винаги, с изключение на специалните реактори, заобиколена от рефлектор, който връща някои от невроните в активната зона поради многократно разсейване.

При бързите невронни реактори активната зона е заобиколена от зони на възпроизвеждане. Те натрупват делящи се изотопи. Освен това зоните за възпроизвеждане служат и като рефлектор.

В ядрения реактор се натрупват продукти на делене, които се наричат ​​шлака. Наличието на шлаки води до допълнителни загуби на свободни неутрони.

Ядрените реактори, в зависимост от относителното разположение на горивото и модератора, се разделят на хомогенни и хетерогенни. В хомогенния реактор активната зона е хомогенна маса от гориво, модератор и охлаждаща течност под формата на разтвор, смес или стопилка. Реактор, в който горивото под формата на блокове или горивни касети е поставено в модератор, образувайки в него правилна геометрична решетка, се нарича хетерогенен.

По време на работа на реактора топлината се отделя в различни количества в топлоотвеждащите елементи (горивни пръти), както и във всички негови конструктивни елементи. Това се дължи на първо място на инхибирането на фрагментите на делене, тяхното бета и гама лъчение, както и на ядрата, взаимодействащи с невроните, и накрая, на забавянето на бързите неврони. Фрагменти от деленето на горивна сърцевина се класифицират според скоростите, съответстващи на температури от стотици милиарди градуси.

Действително, E = mu 2 = 3RT, където E е кинетичната енергия на фрагментите, MeV; R = 1,38·10 -23 J/K - константа на Болцман. Като се има предвид, че 1 MeV = 1,6 10 -13 J, получаваме 1,6 10 -6 E = 2,07 10 -16 T, T = 7,7 10 9 E. Най-вероятните енергийни стойности за делене на фрагменти са 97 MeV за лек фрагмент и 65 MeV за тежък фрагмент. Тогава съответната температура за лек фрагмент е 7,5 10 11 K, за тежък фрагмент - 5 10 11 K. Въпреки че температурата, която може да се постигне в ядрен реактор, е теоретично почти неограничена, на практика ограниченията се определят от максимално допустимата температура на структурната материали и горивни елементи.

Особеността на ядрения реактор е, че 94% от енергията на делене се превръща моментално в топлина, т.е. през времето, през което мощността на реактора или плътността на материалите в него нямат време да се променят забележимо. Следователно, когато мощността на реактора се промени, освобождаването на топлина следва незабавно процеса на делене на горивото. Но когато реакторът е изключен, когато скоростта на делене намалява повече от десетки пъти, в него остават източници на забавено отделяне на топлина (гама и бета радиация от продукти на делене), които стават преобладаващи.

Мощността на ядрения реактор е пропорционална на плътността на потока от неврони в него, така че всяка мощност е теоретично постижима. На практика максималната мощност се определя от скоростта на отделяне на топлина в реактора. Специфичното отделяне на топлина в съвременните енергийни реактори е 10 2 - 10 3 MW / m 3, във вихровите реактори - 10 4 - 10 5 MW / m 3.

Топлината се отстранява от реактора чрез охлаждаща течност, циркулираща през него. Характерна особеностреактор е топлината на разпад след спиране на реакцията на делене, което изисква отстраняване на топлината за дълго време след спирането на реактора. Въпреки че топлинната мощност на разпад е значително по-малка от номиналната мощност, циркулацията на охлаждащата течност през реактора трябва да се осигури много надеждно, тъй като топлината на разпад не може да се контролира. Отстраняването на охлаждащата течност от реактор, който работи известно време, е строго забранено, за да се избегне прегряване и повреда на горивните елементи.

Ядреният енергиен реактор е устройство, в което се извършва контролирана верижна реакция на делене на ядра на тежки елементи и топлинната енергия, освободена по време на този процес, се отстранява от охлаждаща течност. Основният елемент на ядрения реактор е ядрото. Той съдържа ядрено гориво и извършва верижна реакция на делене. Активната зона е набор от горивни елементи, съдържащи ядрено гориво, поставено по определен начин. Термичните неутронни реактори използват модератор. През сърцевината се изпомпва охлаждаща течност за охлаждане на горивните елементи. В някои типове реактори ролята на модератор и охлаждаща течност се изпълнява от едно и също вещество, например обикновена или тежка вода. За

За управление на работата на реактора в активната зона се въвеждат управляващи пръти, изработени от материали с голямо сечение на поглъщане на неутрони. Ядрото на енергийните реактори е заобиколено от неутронен рефлектор - слой от модериращ материал за намаляване на изтичането на неутрони от ядрото. Освен това, благодарение на рефлектора, неутронната плътност и освобождаването на енергия се изравняват в целия обем на активната зона, което позволява при даден размер на зоната да се получи по-голяма мощност, да се постигне по-равномерно изгаряне на горивото, да се увеличи времето на работа на реактора без претоварване горивото и опростете системата за отвеждане на топлината. Рефлекторът се нагрява от енергията на забавящите се и погълнати неутрони и гама-кванти, така че се осигурява охлаждането му. Сърцевината, рефлекторът и другите елементи са поставени в запечатан корпус или корпус, обикновено заобиколен от биологично екраниране.

Активната зона на реактора трябва да бъде проектирана по такъв начин, че да се изключи възможността за неволно движение на нейните компоненти, водещо до повишаване на реактивността. Основната структурна част на разнородното ядро ​​е горивният елемент, който до голяма степен определя неговата надеждност, размер и цена. Енергийните реактори обикновено използват горивни пръти с гориво под формата на компресирани пелети от уранов диоксид, затворени в обвивка от стомана или циркониева сплав. За удобство горивните елементи се сглобяват в горивни касети (FA), които се монтират в сърцевината на ядрен реактор.

Основният дял от топлинната енергия се генерира в горивните пръти и се прехвърля към охлаждащата течност. Повече от 90% от цялата енергия, освободена по време на деленето на тежки ядра, се освобождава в горивните елементи и се отстранява от охлаждащата течност, протичаща около горивните елементи. Горивните пръти работят в много тежки термични условия: максималната плътност на топлинния поток от горивния прът към охлаждащата течност достига (1 - 2) 10 6 W / m 2, докато в съвременните парни котли е равна на (2 - 3) 10 5 W/m 2. В допълнение, относително малък обем ядрено гориво отделя голямо количество топлина, т.е. Енергийната плътност на ядреното гориво също е много висока. Специфичното топлоотделяне в сърцевината достига 10 8 -10 9 W/m 3 , докато при съвременните парни котли не надвишава 10 7 W/m 3 .

Големите топлинни потоци, преминаващи през повърхността на горивните пръти, и значителната енергийна интензивност на горивото изискват изключително висока издръжливост и надеждност на горивните пръти. В допълнение, условията на работа на горивните пръти се усложняват от високата работна температура, достигаща 300 - 600 C o на повърхността на обвивката, възможността за термични удари, вибрации и наличието на неутронен поток (флуенс достига 10 27 неутрон/m 2).

Към горивните елементи се налагат високи технически изисквания: простота на дизайна; механична стабилност и здравина в потока на охлаждащата течност, осигуряваща запазване на размерите и плътността; ниско поглъщане на неутрони от структурния материал на горивния елемент и минимум структурен материал в активната зона; липса на взаимодействие на ядрено гориво и продукти на делене с обвивката на горивото, охлаждащата течност и модератора при работни температури. Геометричната форма на горивния елемент трябва да осигурява необходимото съотношение на повърхността към обема и максималната интензивност на отделяне на топлина от охлаждащата течност от цялата повърхност на горивния елемент, както и да гарантира голямо изгаряне на ядрено гориво и висока степен на задържане на продукти на делене. Горивните елементи трябва да са радиационно устойчиви, да имат необходимите размери и дизайн, осигуряващи възможност за бързо извършване на операции по презареждане; имат просто и икономично регенериране на ядрено гориво и ниска цена.

От съображения за безопасност трябва да се поддържа надеждна херметичност на обвивките на горивните пръти през целия период на експлоатация на активната зона (3-5 години) и последващо съхранение на отработените горивни пръти до изпращане за преработка (1-3 години). При проектирането на активна зона е необходимо предварително да се установят и обосноват допустимите граници на повреда на горивните елементи (количество и степен на повреда). Активната зона е проектирана така, че по време на работа през целия проектен срок на експлоатация да не се превишават установените граници за повреда на горивните елементи. Изпълнението на тези изисквания се осигурява от конструкцията на сърцевината, качеството на охлаждащата течност, характеристиките и надеждността на системата за отвеждане на топлината. По време на работа херметичността на обвивката на отделните горивни елементи може да бъде нарушена. Има два вида такова нарушение: образуване на микропукнатини, през които газообразните продукти на делене излизат от горивния елемент в охлаждащата течност (дефект тип плътност на газа); появата на дефекти, при които е възможен директен контакт на горивото с охлаждащата течност.

Условията на работа на горивните пръти до голяма степен се определят от конструкцията на активната зона, която трябва да осигури конструктивната геометрия на разположението на горивните пръти и разпределението на охлаждащата течност, необходимо от гледна точка на температурните условия. Когато реакторът работи от мощност, през активната зона трябва да се поддържа стабилен поток на охлаждащата течност, което гарантира надеждно отвеждане на топлината. Активната зона трябва да бъде оборудвана със сензори вътре в управлението на реактора, които предоставят информация за разпределението на мощността, неутронния поток, температурните условия на горивния прът и потока на охлаждащата течност.

Активната зона на енергийния реактор трябва да бъде проектирана така, че вътрешният механизъм на взаимодействие между неутронните и термичните физически процеси да установява ново безопасно ниво на мощност за всякакви смущения в коефициента на умножение. На практика безопасността на атомната електроцентрала се осигурява, от една страна, от стабилността на реактора (намаляване на коефициента на умножение с увеличаване на температурата и мощността на активната зона), а от друга страна, от надеждност на системата за автоматично управление и защита.

За да се осигури безопасност в дълбочина, конструкцията на активната зона и характеристиките на ядреното гориво трябва да изключват възможността за образуване на критични маси от делящи се материали по време на разрушаването на активната зона и топенето на ядреното гориво. При проектирането на активната зона трябва да има възможност за въвеждане на неутронен абсорбер за спиране на верижната реакция във всички случаи, свързани с нарушаване на охлаждането на активната зона.

Ядрото, съдържащо големи обеми ядрено гориво за компенсиране на изгаряне, отравяне и температурни ефекти, има няколко критични маси. Следователно всеки критичен обем гориво трябва да бъде снабден със средства за компенсиране на реактивността. Те трябва да бъдат поставени в активната зона по такъв начин, че да се изключи възможността за локални критични маси.

Реакторите се класифицират според енергийното ниво на неутроните, участващи в реакцията на делене, според принципа на разполагане на горивото и модератора, предназначението, вида на модератора и охлаждащата течност и физическото им състояние.

Според нивото на енергийните неутрони: реакторите могат да работят на бързи неутрони, на топлинни и на неутрони с междинни (резонансни) енергии и според това се разделят на реактори на топлинни, бързи и междинни неутрони (понякога за краткост се наричат термична, бърза и междинна).

IN реактор с топлинни неутрониПовечето ядрени деления се случват, когато ядрата на делящите се изотопи абсорбират топлинни неутрони. Реактори, в които ядреното делене се извършва главно от неутрони с енергия над 0,5 MeV, се наричат ​​реактори на бързи неутрони. Реакторите, в които повечето деления възникват в резултат на поглъщането на междинни неутрони от ядрата на делящи се изотопи, се наричат ​​междинни (резонансни) неутронни реактори.

В момента реакторите с топлинни неутрони са най-разпространени. Термичните реактори се характеризират с концентрации на ядрено гориво 235 U в активната зона от 1 до 100 kg/m 3 и наличие на големи маси на модератор. Реакторът на бързи неутрони се характеризира с концентрации на ядрено гориво 235 U или 239 U от порядъка на 1000 kg/m 3 и липса на модератор в активната зона.

В междинните неутронни реактори има много малко забавител в активната зона и концентрацията на ядрено гориво 235 U в него е от 100 до 1000 kg/m 3.

В реакторите с топлинни неутрони се случва и делене на ядрата на горивото, когато бързите неутрони се улавят от ядрото, но вероятността за този процес е незначителна (1 - 3%). Необходимостта от модератор на неутрони се дължи на факта, че ефективните напречни сечения на делене на горивните ядра са много по-големи при ниски енергии на неутрони, отколкото при големи.

Ядрото на термичния реактор трябва да съдържа модератор - вещество, чиито ядра имат ниско масово число. Като модератор се използват графит, тежка или лека вода, берилий и органични течности. Топлинният реактор може дори да работи с естествен уран, ако модераторът е тежка вода или графит. Други модератори изискват използването на обогатен уран. Необходимите критични размери на реактора зависят от степента на обогатяване на горивото; с увеличаване на степента на обогатяване те стават по-малки. Съществен недостатък на реакторите с топлинни неутрони е загубата на бавни неутрони в резултат на тяхното улавяне от модератора, охлаждащата течност, структурните материали и продуктите на делене. Следователно в такива реактори е необходимо да се използват вещества с малки напречни сечения за бавно улавяне на неутрони като модератор, охлаждаща течност и структурни материали.

IN междинни неутронни реактори, при който повечето събития на делене са причинени от неутрони с енергия над топлинната (от 1 eV до 100 keV), масата на модератора е по-малка, отколкото в топлинните реактори. Особеността на работата на такъв реактор е, че напречното сечение на делене на горивото с увеличаване на деленето на неутрони в междинната област намалява по-малко от напречното сечение на абсорбция на структурни материали и продукти на делене. По този начин вероятността от събития на делене се увеличава в сравнение със събитията на абсорбция. Изискванията към неутронните характеристики на конструкционните материали са по-малко строги и техният диапазон е по-широк. Следователно сърцевината на междинен неутронен реактор може да бъде направена от повече издръжливи материали, което позволява да се увеличи специфичната топлина, отведена от нагревателната повърхност на реактора. Обогатяването на горивото с делящ се изотоп в междинните реактори в резултат на намаляване на напречното сечение трябва да бъде по-високо, отколкото в термичните. Възпроизвеждането на ядрено гориво в междинни неутронни реактори е по-голямо, отколкото в топлинен неутронен реактор.

Вещества, които слабо забавят неутроните, се използват като охладители в междинните реактори. Например течни метали. Модераторът е графит, берилий и др.

В сърцевината на реактора на бързи неутрони се поставят горивни пръти със силно обогатено гориво. Активната зона е заобиколена от зона за размножаване, състояща се от горивни елементи, съдържащи горивни суровини (обеднен уран, торий). Неутроните, излизащи от активната зона, се улавят в зоната на размножаване от ядрата на горивните суровини, което води до образуването на ново ядрено гориво. Особено предимство на бързите реактори е възможността за организиране на разширено възпроизвеждане на ядрено гориво в тях, т.е. едновременно с генерирането на енергия да произвежда ново ядрено гориво вместо изгоряло ядрено гориво. Бързите реактори не изискват модератор и охлаждащата течност не трябва да забавя неутроните.

В зависимост от метода на поставяне на горивото в активната зона реакторите се делят на хомогенни и хетерогенни.

IN хомогенен реакторядрено гориво, охлаждаща течност и модератор (ако има такъв) са добре смесени и са в едно физическо състояние, т.е. Активната зона на напълно хомогенния реактор е течна, твърда или газообразна хомогенна смес от ядрено гориво, охлаждаща течност или модератор. Хомогенните реактори могат да бъдат топлинни или бързи неутронни. В такъв реактор цялата активна зона е разположена вътре в стоманено сферично тяло и представлява течна хомогенна смес от гориво и модератор под формата на разтвор или течна сплав (например разтвор на уранов сулфат във вода, разтвор на уран в течен бисмут), който едновременно служи като охладител.

Реакцията на ядрено делене протича в горивния разтвор вътре в сферичния съд на реактора, което води до повишаване на температурата на разтвора. Запалимият разтвор от реактора постъпва в топлообменника, където предава топлина на водата от втория кръг, охлажда се и се изпраща обратно в реактора чрез кръгова помпа. За да се гарантира, че извън реактора няма да настъпи ядрена реакция, обемите на тръбопроводите на веригата, топлообменника и помпата са избрани така, че обемът на горивото, разположено във всяка секция на веригата, да е много по-нисък от критичния. Хомогенните реактори имат редица предимства пред хетерогенните. Това е прост дизайн на сърцевината и нейните минимални размери, способността за непрекъснато отстраняване на продуктите на делене и добавяне на свежо ядрено гориво по време на работа без спиране на реактора, лекотата на приготвяне на гориво, както и факта, че реакторът може да се контролира чрез промяна концентрацията на ядрено гориво.

Хомогенните реактори обаче имат и сериозни недостатъци. Хомогенната смес, циркулираща през веригата, излъчва силно радиоактивно излъчване, което изисква допълнителна защита и усложнява управлението на реактора. Само част от горивото е в реактора и се използва за генериране на енергия, а другата част е във външни тръбопроводи, топлообменници и помпи. Циркулиращата смес причинява силна корозия и ерозия на системите и устройствата на реактора и веригата. Образуване на експлозивна вода в хомогенен реактор в резултат на радиолиза експлозивна смесизисква устройства за изгарянето му. Всичко това доведе до факта, че хомогенните реактори не се използват широко.

IN хетерогенен реакторгоривото под формата на блокове се поставя в модератора, т.е. горивото и модераторът са пространствено разделени.

Понастоящем само хетерогенни реактори са предназначени за енергийни цели. Ядреното гориво в такъв реактор може да се използва в газообразно, течно и твърдо състояние. Сега обаче хетерогенните реактори работят само на твърдо гориво.

В зависимост от модератора хетерогенните реактори се делят на графитни, леководни, тежководни и органични. Според вида на топлоносителя хетерогенните реактори биват леководни, тежководни, газови и течнометални. Течните охладители вътре в реактора могат да бъдат в еднофазни и двуфазни състояния. В първия случай охлаждащата течност вътре в реактора не кипи, но във втория кипи.

Реактори, в чиято активна зона температурата на течния топлоносител е под точката на кипене, се наричат ​​реактори с вода под налягане, а реактори, в които охлаждащата течност кипи вътре, се наричат ​​реактори с вряща вода.

В зависимост от използвания модератор и охлаждаща течност хетерогенните реактори се проектират по различни конструкции. В Русия основните типове ядрени реактори са вода-вода и вода-графит.

Според дизайна си реакторите се делят на съдови и канални. IN съдови реакториналягането на охлаждащата течност се носи от корпуса. Вътре в корпуса на реактора протича общ поток на охлаждащата течност. IN канални реакториОхлаждащата течност се подава към всеки канал с горивния модул отделно. Корпусът на реактора не е натоварен с налягане на охлаждащата течност, това налягане се носи от всеки отделен канал.

В зависимост от предназначението си ядрените реактори биват енергийни, конверторни и умножителни, изследователски и многоцелеви, транспортни и индустриални.

Ядрените енергийни реактори се използват за производство на електроенергия в атомни електроцентрали, в корабни електроцентрали, в ядрени комбинирани топлоелектрически централи (NCHPP), както и в атомни топлоцентрали (ВЕЦ).

Наричат ​​се реактори, предназначени за производство на вторично ядрено гориво от естествен уран и торий конверториили пъти множители. В конверторния реактор вторичното ядрено гориво произвежда по-малко от първоначално изразходваното.

В умножителния реактор се извършва разширено възпроизвеждане на ядрено гориво, т.е. се оказва повече, отколкото е похарчено.

Изследователските реактори се използват за изследване на процесите на взаимодействие на неутрони с материя, изследване на поведението на реакторните материали в интензивни полета на неутронно и гама лъчение, радиохимични и биологични изследвания, производство на изотопи и експериментални изследвания във физиката на ядрените реактори.

Реакторите имат различна мощност, стационарен или импулсен режим на работа. Най-разпространениполучиха изследователски реактори с водно охлаждане, използващи обогатен уран. Топлинната мощност на изследователските реактори варира в широк диапазон и достига няколко хиляди киловата.

Многофункционалните реактори са тези, които служат за няколко цели, като генериране на енергия и производство на ядрено гориво.

Ако keff >< 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

накъде<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

като

Инженерни аспекти на термоядрения реактор:

Термоядреният реактор токамак се състои от следните основни части: магнитна, криогенна и вакуумна системи, система за захранване, одеяло, тритиева верига и защита, система за допълнително нагряване на плазмата и захранването й с гориво, както и дистанционно управление и поддръжка система.

Магнитната система съдържа намотки на тороидално магнитно поле, индуктор за поддържане на ток и индукционно нагряване на плазмата и намотки, които образуват полоидално магнитно поле, което е необходимо за работата на дивертора и поддържане на равновесието на плазмения кабел.

За да се премахнат загубите на Джаул, магнитната система, както беше посочено по-рано, ще бъде напълно свръхпроводима. За намотките на магнитната система се предлага да се използват сплави от ниобий - титан и ниобий - калай.

Създаване на магнитна система на свръхпроводников реактор с IN 12 Tesla и плътност на тока от около 2 kA е един от основните инженерни проблеми при разработването на термоядрен реактор, който ще трябва да бъде решен в близко бъдеще.

Криогенната система включва криостат с магнитна система и криопанели в инжекторите за допълнително плазмено нагряване. Криостатът изглежда като вакуумна камера, в която са затворени всички охладени структури. Всяка намотка на магнитната система е поставена в течен хелий. Неговите пари охлаждат специални екрани, разположени вътре в криостата, за да намалят топлинните потоци от повърхностите при температурата на течен хелий. Криогенната система има два охладителни кръга, в единия от които циркулира течен хелий, осигуряващ температурата, необходима за нормална работа на свръхпроводящи намотки от около 4 K, а в другия - течен азот, чиято температура е 80 - 95 K. Това веригата служи за охлаждане на преградите, разделяне на части с хелий и стайна температура.

Криопанелите на инжекторите се охлаждат с течен хелий и са проектирани да абсорбират газове, което позволява поддържане на достатъчна скорост на изпомпване при относително висок вакуум.

Вакуумната система осигурява изпомпване на хелий, водород и примеси от кухината на дивертора или от пространството около плазмата по време на работа на реактора, както и от работната камера в паузите между импулсите. За да предотвратите освобождаването на изпомпания тритий в заобикаляща среда, системата трябва да осигурява затворена верига с минимално количество циркулиращ тритий. Газът може да се изпомпва с помощта на турбомолекулярни помпи, чиято производителност трябва малко да надвишава постигнатата днес. Продължителността на паузата за подготовка на работната камера за следващия импулс не надвишава 30 s.

Системата за електрозахранване значително зависи от режима на работа на реактора. Това е значително по-просто за токамак, работещ в непрекъснат режим. При работа в импулсен режим е препоръчително да се използва комбинирана система за захранване - мрежа и мотор-генератор. Мощността на генератора се определя от импулсни натоварвания и достига 10 6 kW.

Одеялото на реактора е разположено зад първата стена на работната камера и е проектирано да улавя неутрони, произведени в DT реакцията, да възпроизвежда „изгорял“ тритий и да преобразува неутронната енергия в топлинна енергия. В хибриден термоядрен реактор одеялото също така служи за производство на делящи се вещества. Одеялото е по същество нещо ново, което отличава термоядрения реактор от конвенционалната термоядрена инсталация. Все още няма опит в проектирането и експлоатацията на одеяло, така че ще са необходими инженерни и дизайнерски разработки на литиеви и уранови одеяла.

Тритиевият кръг се състои от няколко независими блока, които осигуряват регенерацията на газа, изпомпван от работната камера, неговото съхранение и доставка за попълване на плазмата, извличането на тритий от одеялото и връщането му в енергийната система, както и пречистването на изгорелите газове и въздуха от него.

Защитата на реактора се разделя на радиационна и биологична. Радиационното екраниране отслабва неутронния поток и намалява освобождаването на енергия в свръхпроводящите намотки. За нормална работа на магнитната система с минимален разход на енергия е необходимо неутронният поток да се отслаби с 10 s -10 6 пъти. Радиационната защита е разположена между одеялото и намотките на тороидалното поле и покрива цялата повърхност на работната камера, с изключение на отклоняващите канали и входовете на инжекторите. В зависимост от състава дебелината на защитата е 80-130см.

Биологичният щит съвпада със стените на реакторната зала и е от бетон с дебелина 200 - 250 см. Предпазва околното пространство от радиация.

Системите за допълнително нагряване на плазмата и захранването й с гориво заемат значително пространство около реактора. Ако плазменото нагряване се извършва от лъчи от бързи атоми, тогава радиационната защита трябва да обгражда целия инжектор, което е неудобно за разположението на оборудването в реакторната зала и за обслужването на реактора. Отоплителните системи с високочестотни токове са по-привлекателни в този смисъл, тъй като техните входни устройства (антени) са по-компактни и генераторите могат да бъдат инсталирани извън реакторната зала. Изследванията на токамаците и разработването на проекти на антени ще ни позволят да направим окончателния избор на системата за плазмено нагряване.

Системата за управление е неразделна част от термоядрен реактор. Както при всеки реактор, поради доста високото ниво на радиоактивност в пространството около реактора, управлението и поддръжката в него се извършват дистанционно - както по време на работа, така и по време на периоди на спиране.

Източникът на радиоактивност в термоядрен реактор е, първо, тритий, който се разпада с излъчване на електрони и нискоенергийни 7-кванти (периодът му на полуразпад е около 13 години), и второ, радиоактивни нуклиди, образувани по време на взаимодействието на неутрони със структурните материали на одеялото и работните камери. За най-често срещаните от тях (стомана, молибден и ниобиеви сплави) активността е доста висока, но все пак приблизително 10-100 пъти по-малка, отколкото в ядрени реактори с подобна мощност. В бъдеще се планира да се използват материали с ниска индуцирана активност, като алуминий и ванадий, в термоядрен реактор. Междувременно термоядреният реактор токамак е проектиран, като се вземе предвид дистанционната поддръжка, което поставя допълнителни изисквания към неговия дизайн. По-специално, той ще се състои от идентични секции, свързани помежду си, които ще бъдат запълнени с различни стандартни блокове (модули). Това ще даде възможност, ако е необходимо, сравнително лесно да се сменят отделни компоненти с помощта на специални манипулатори.

Ядрени реакции. Ядрена енергия.

Атомно ядро

Атомното ядро ​​се характеризира със заряд Ze, маса M, спин J, магнитен и електрически квадруполен момент Q, определен радиус R, изотоничен спин T и се състои от нуклони - протони и неутрони.

Броят на нуклоните А в ядрото се нарича масово число. Извиква се числото Z номер на таксатаядро или атомен номер. Тъй като Z определя броя на протоните, а A определя броя на нуклоните в ядрото, броят на невроните в атомното ядро ​​е N=A-Z. Наричат ​​се атомни ядра с еднакво Z, но различно А изотопи. Средно има около три стабилни изотопа за всяка Z стойност. Например 28 Si, 29 Si, 30 Si са стабилни изотопи на ядрото Si. Освен стабилни изотопи, повечето елементи имат и нестабилни изотопи, които се характеризират с ограничен живот.

Ядра с еднакво масово число А се наричат изобари, и със същия брой неутрони - изотони.

Всички атомни ядра се делят на стабилни и нестабилни. Свойствата на стабилните ядра остават непроменени за неопределено време. Нестабилните ядра претърпяват различни видове трансформации.

Експерименталните измервания на масите на атомните ядра, извършени с голяма точност, показват, че масата на ядрото винаги е по-малка от сумата от масите на съставните му нуклони.

Енергията на свързване е енергията, която трябва да се изразходва, за да се раздели ядрото на съставните му нуклони.

Енергията на свързване, свързана с масовото число А, се нарича средна енергия на свързване на нуклонав атомното ядро ​​(енергия на свързване на нуклон).

Енергията на свързване е приблизително постоянна за всички стабилни ядра и е приблизително равна на 8 MeV. Изключение прави областта на леките ядра, където средната енергия на свързване нараства от нула (A = 1) до 8 MeV за ядрото 12 C.

По същия начин, енергията на свързване на нуклон може да бъде въведена в енергията на свързване на ядрото спрямо другите му съставни части.

За разлика от средната енергия на свързване на нуклоните, количеството енергия на свързване между неврон и протон варира от ядро ​​до ядро.

Често, вместо енергия на свързване, количество, наречено масов дефекти равна на разликата между масите и масовото число на атомното ядро.

Гама радиация

Гама радиацията е късовълново електромагнитно излъчване. В мащаба на електромагнитните вълни той граничи с твърдото рентгеново лъчение, заемайки областта на по-високите честоти. Гама лъчението има изключително къса дължина на вълната (λhν (ν – χ честота на излъчване, h – константа на Планк).

Гама-лъчението възниква при разпада на радиоактивни ядра, елементарни частици, при анихилация на двойки частица-античастица, както и при преминаване на бързо заредени частици през материята.

Гама-лъчението, което придружава разпада на радиоактивните ядра, се излъчва, когато ядрото преминава от по-възбудено енергийно състояние в по-слабо възбудено или в основно. Енергията на γ кванта е равна на енергийната разлика Δε ρ на състоянията, между които се извършва преходът.

Възбудено състояние

Основно състояние на ядрото E1

Излъчването на γ-квант от ядрото не води до промяна в атомния номер или масовото число, за разлика от други видове радиоактивни трансформации. Ширината на линиите на гама лъчение е изключително малка (~10 -2 eV). Тъй като разстоянието между нивата е многократно по-голямо от широчината на линиите, спектърът на гама лъчението е начертан, т.е. се състои от няколко отделни линии. Изследването на спектрите на гама лъчение позволява да се установят енергиите на възбудените състояния на ядрата. При разпадането на определени елементарни частици се излъчват високоенергийни гама лъчи. Така при разпадането на покойния π 0 - мезон се появява гама лъчение с енергия ~70 MeV. Гама-лъчението от разпада на елементарните частици също образува линеен спектър. Елементарните частици, които се разпадат обаче, често се движат със скорости, сравними със скоростта на светлината. В резултат на това се получава разширяване на линията на Доплер и спектърът на гама лъчение се размива в широк енергиен диапазон. Гама-лъчението, което се получава, когато бързо заредените частици преминават през материята, се причинява от забавянето им до кулоновото поле на атомните ядра на материята. Гама-лъчението на тормозното излъчване, подобно на рентгеновото радиация на спирачното излъчване, се характеризира с непрекъснат спектър, чиято горна граница съвпада с енергията на заредена частица, например електрон. В ускорителите на заредени частици се генерира спирачно гама-лъчение с максимална енергия до няколко десетки GeV.

В междузвездното пространство гама-лъчението може да възникне в резултат на сблъсък на кванти от по-меко дълговълново електромагнитно излъчване, като светлина, с електрони, ускорени от магнитните полета на космически обекти. В този случай бързият електрон предава енергията си на електромагнитно лъчение и видимата светлина се превръща в по-твърдо гама лъчение.

Подобно явление може да възникне при земни условия, когато високоенергийни електрони, произведени в ускорителите, се сблъскат с фотони на видимата светлина в интензивни лъчи светлина, създадени от лазери. Електронът предава енергия на светлинен фотон, който се превръща в γ-квант. Така на практика е възможно отделните фотони на светлината да се преобразуват във високоенергийни гама-кванти.

Гама-лъчението има голяма проникваща способност, т.е. може да проникне в големи дебелини на материята без забележимо отслабване. Основните процеси, които протичат при взаимодействието на гама-лъчението с материята, са фотоелектричното поглъщане (фотоелектричен ефект), разсейването на Комптон (ефект на Комптон) и образуването на двойки електрон-позитрон. По време на фотоелектричния ефект γ-квантът се абсорбира от един от електроните на атома и енергията на γ-кванта се преобразува (минус енергията на свързване на електрона в атома) в кинетичната енергия на летящия електрон извън атома. Вероятността за фотоелектричен ефект е право пропорционална на петата степен на атомния номер на елемента и обратно пропорционална на третата степен на енергията на гама лъчение. Така фотоелектричният ефект преобладава в областта на нискоенергийните γ-лъчи (£100 keV) върху тежките елементи (Pb, U).

При ефекта на Комптън γ-квантът се разсейва от един от електроните, слабо свързани в атома. За разлика от фотоелектричния ефект, при ефекта на Комптън γ квантът не изчезва, а само променя енергията (дължината на вълната) и посоката на разпространение. В резултат на ефекта на Комптън тесен лъч от гама лъчи става по-широк, а самото излъчване става по-меко (с дълга дължина на вълната). Интензитетът на комптоновото разсейване е пропорционален на броя на електроните в 1 cm3 вещество и следователно вероятността за този процес е пропорционална на атомния номер на веществото. Ефектът на Комптън става забележим при вещества с нисък атомен номер и при енергии на гама лъчение, надвишаващи енергията на свързване на електроните в атомите. По този начин, в случая на Pb, вероятността за разсейване на Compton е сравнима с вероятността за фотоелектрично поглъщане при енергия от ~ 0,5 MeV. В случая на Al ефектът на Комптън преобладава при много по-ниски енергии.

Ако енергията на γ-кванта надвишава 1,02 MeV, процесът на образуване на двойки електрон-позитрон в електрическото поле на ядрата става възможен. Вероятността за образуване на двойка е пропорционална на квадрата на атомния номер и нараства с hν. Следователно при hν ~10 MeV основният процес във всяко вещество е образуването на двойки.

0,1 0,5 1 2 5 10 50

Енергия на γ-лъчите (MeV)

Обратният процес, анихилация на двойка електрон-позитрон, е източник на гама лъчение.

За да се характеризира отслабването на гама лъчение в дадено вещество, обикновено се използва коефициентът на поглъщане, който показва при каква дебелина X на абсорбера интензитетът I 0 на падащия лъч гама лъчение се отслабва в дведнъж:

Тук μ 0 е линейният коефициент на поглъщане на гама лъчение. Понякога се въвежда масов коефициент на поглъщане, равен на съотношението μ 0 към плътността на абсорбера.

Експоненциалният закон за отслабване на гама лъчението е валиден за тясна посока на лъча гама лъчи, когато всеки процес, както поглъщане, така и разсейване, премахва гама лъчението от състава на първичния лъч. При високи енергии обаче процесът на преминаване на гама лъчение през материята става много по-сложен. Вторичните електрони и позитрони имат висока енергия и следователно могат от своя страна да създават гама лъчение поради процесите на спиране и анихилация. По този начин в веществото възниква поредица от редуващи се поколения вторично гама-лъчение, електрони и позитрони, т.е. развива се каскаден дъжд. Броят на вторичните частици в такъв душ първоначално се увеличава с дебелината, достигайки максимум. Тогава обаче процесите на абсорбиране започват да преобладават над процесите на възпроизвеждане на частици и душът избледнява. Способността на гама-лъчението да развива душове зависи от съотношението между неговата енергия и така наречената критична енергия, след което душ в дадено вещество практически губи способността си да се развива.

За промяна на енергията на гама-лъчението в експерименталната физика се използват различни видове гама-спектрометри, базирани предимно на измерване на енергията на вторичните електрони. Основните видове спектрометри на гама лъчение: магнитни, сцинтилационни, полупроводникови, кристални дифракционни.

Изследването на спектрите на ядреното гама лъчение дава важна информация за структурата на ядрата. Наблюдението на ефектите, свързани с влиянието на външната среда върху свойствата на ядреното гама-лъчение, се използва за изследване на свойствата на твърдите тела.

Гама-лъчението се използва в технологиите, например за откриване на дефекти в метални части - гама дефектоскопия. В радиационната химия гама-лъчението се използва за иницииране на химични трансформации, като процеси на полимеризация. Гама радиацията се използва в хранително-вкусовата промишленост за стерилизиране на храни. Основните източници на гама лъчение са естествени и изкуствени радиоактивни изотопи, както и ускорители на електрони.

Ефектът на гама-лъчението върху тялото е подобен на ефекта на другите видове йонизиращи лъчения. Гама радиацията може да причини радиационно увреждане на тялото, включително неговата смърт. Естеството на въздействието на гама лъчение зависи от енергията на γ-квантите и пространствените характеристики на облъчването, например външно или вътрешно. Относителната биологична ефективност на гама-лъчението е 0,7-0,9. В индустриални условия (хронично облъчване в малки дози) относителната биологична ефективност на гама лъчението се приема за 1. Гама лъчението се използва в медицината за лечение на тумори, за стерилизация на помещения, оборудване и лекарства. Гама-лъчението се използва и за получаване на мутации с последваща селекция на икономически полезни форми. Така се отглеждат високопродуктивни сортове микроорганизми (например за получаване на антибиотици) и растения.

Съвременните възможности за лъчева терапия се разшириха главно благодарение на средствата и методите за дистанционна гама терапия. Успехите на дистанционната гама терапия са постигнати в резултат на обширна работа по използването на мощни изкуствени радиоактивни източници на гама лъчение (кобалт-60, цезий-137), както и нови гама лекарства.

Голямото значение на дистанционната гама терапия се обяснява и със сравнителната достъпност и лекота на използване на гама устройствата. Последните, подобно на рентгеновите лъчи, са предназначени за статично и движещо се облъчване. С помощта на мобилно облъчване човек се стреми да създаде голяма доза в тумора, като същевременно разпръсне облъчването на здрави тъкани. Бяха направени подобрения в дизайна на гама устройствата, насочени към намаляване на полусянката, подобряване на хомогенизирането на полето, използване на слепи филтри и търсене на допълнителни опции за защита.

Използването на ядрена радиация в растениевъдството разкри нови, широки възможности за промяна на метаболизма на селскостопанските растения, повишаване на тяхната продуктивност, ускоряване на развитието и подобряване на качеството.

В резултат на първите изследвания на радиобиолозите е установено, че йонизиращото лъчение е мощен фактор, влияещ върху растежа, развитието и метаболизма на живите организми. Под въздействието на гама-облъчването се променя добре координираният метаболизъм на растенията, животните или микроорганизмите, протичането на физиологичните процеси се ускорява или забавя (в зависимост от дозата), наблюдават се промени в растежа, развитието и формирането на културите.

Специално трябва да се отбележи, че по време на гама-облъчване радиоактивните вещества не навлизат в семената. Облъчените семена, както и културата, отгледана от тях, са нерадиоактивни. Оптималните дози облъчване само ускоряват нормалните процеси, протичащи в растението, и следователно всякакви страхове или предупреждения срещу използването на култури, получени от семена, които са били подложени на предсеитбено облъчване, са напълно неоснователни.

Йонизиращото лъчение започна да се използва за увеличаване на срока на годност на селскостопанските продукти и за унищожаване на различни насекоми вредители. Например, ако зърното, преди да бъде заредено в елеватора, премине през бункер, където е инсталиран мощен източник на радиация, тогава възможността за размножаване на вредители ще бъде елиминирана и зърното може да се съхранява дълго време без никакви загуби. Самото зърно като хранителен продукт не се променя при такива дози радиация. Използването му като храна за четири поколения опитни животни не е причинило никакви отклонения в растежа, способността за възпроизвеждане или други патологични отклонения от нормата.

Атомен реактор.

Източникът на енергия на реактора е процесът на делене на тежки ядра. Спомнете си, че ядрата се състоят от нуклони, тоест протони и неутрони. В този случай броят на протоните Z определя заряда на ядрото Ze: той е равен на номера на елемента от периодичната таблица, а атомното тегло на ядрото А е общият брой на протоните и неутроните. Ядрата, които имат еднакъв брой протони, но различен брой неутрони, са различни изотопи на един и същи елемент и са обозначени със символа за атомно тегло на елемента горе вляво. Например съществуват следните изотопи на урана: 238 U, 235 U, 233 U,...

Масата на ядрото M не е просто равна на сумата от масите на съставните му протони и неутрони, но е по-малка от нея със стойността M, която определя енергията на свързване

(в съответствие с връзката) M=Zm p + (A-Z)m n -(A)A, където (A)c е енергията на свързване на нуклон. Стойността (A) зависи от детайлите на структурата на съответното ядро... Съществува обаче обща тенденция тя да зависи от атомното тегло. А именно, пренебрегвайки малките детайли, можем да опишем тази зависимост като гладка крива, нарастваща за малките. A, достигайки максимум в средата на периодичната таблица и намалявайки след максимума до големи стойности на A. Нека си представим, че тежко ядро ​​с атомно тегло A и маса M е разделено на две ядра A 1 и A 2 с маси M 1 и M 2, съответно, и A 1 + A 2 е равно на A или малко по-малко от него, тъй като по време на процеса на делене могат да бъдат излъчени няколко неутрона. За по-голяма яснота нека вземем случая A 1 + A 2 = A. Помислете за разликата между масите на първоначалното ядро ​​и двете крайни ядра и ще приемем, че A 1 = A 2, така че (A 1) = (A 2), M = M- M 1 -M 2 =-(A)A+ (A 1)(A 1 +A 2) =A((A 1)- (A 1)). Ако A съответства на тежкото ядро ​​в края на периодичната таблица, тогава A 1 е в средата и има максимална стойност (A 2). Това означава M>0 и следователно енергията E d =Mc 2 се освобождава по време на процеса на делене. За тежки ядра, например за ядра на уран, ((A 1) - (A))c 2 = 1 MeV. Така че при A = 200 имаме оценка на E d = 200 MeV. Нека припомним, че електрон-волт (eV) е извънсистемна единица енергия, равна на енергията, придобита от елементарен заряд под въздействието на потенциална разлика от 1V (1eV = 1,6*10 -19 J). Например средната енергия, освободена по време на ядрено делене, е 235 U

E d = 180 MeV = 180 10 6 eV.

Следователно тежките ядра са потенциални източници на енергия. Спонтанното ядрено делене обаче се случва изключително рядко и практически няма никакво значение. Ако неутрон удари тежко ядро, процесът на делене може рязко да се ускори. Това явление възниква с различна интензивност за различните ядра и се измерва чрез ефективното напречно сечение на процеса. Нека си припомним как се определят ефективните напречни сечения и как те са свързани с вероятностите на определени процеси. Нека си представим лъч от частици (например неутрони), падащ върху цел, състояща се от определени обекти, да кажем ядра. Нека N 0 е броят на неутроните в лъча, n е плътността на ядрата на единица обем (1 cm 3). Нека се интересуваме от събития от определен тип, например делене на целеви ядра. Тогава броят на такива събития N ще се определи по формулата N=N 0 nl eff, където l е дължината на мишената, а eff се нарича напречно сечение на процеса на делене (или всеки друг процес) с дадена енергия E , съответстваща на енергията на падащите неутрони. Както се вижда от предишната формула, ефективното напречно сечение има размер на площ (cm 2). Той има напълно разбираемо геометрично значение: това е платформа, при влизането в която се случва процесът, който ни интересува. Очевидно, ако напречното сечение е голямо, процесът протича интензивно, а малко напречно сечение съответства на ниска вероятност за поразяване на тази област, следователно в този случай процесът се случва рядко.

Така че, дори ако за определено ядро ​​имаме достатъчно голямо ефективно напречно сечение за процеса на делене, по време на делене, заедно с два големи фрагмента A 1 и A 2, могат да бъдат излъчени няколко неутрона. Средният брой допълнителни неутрони се нарича коефициент на умножение и се символизира с k. След това реакцията протича по схемата

n+A A 1 +A 2 +кн.

Неутроните, родени в този процес, от своя страна реагират с ядра А, което дава нови реакции на делене и нови, дори по-голям бройнеутрони. Ако k > 1, такъв верижен процес протича с нарастваща интензивност и води до експлозия с освобождаване на огромно количество енергия. Но този процес може да бъде контролиран. Не е задължително всички неутрони да попаднат в ядро ​​А: те могат да излязат през външната граница на реактора или могат да бъдат абсорбирани от вещества, които са специално въведени в реактора. По този начин стойността на k може да бъде намалена до определено k eff, което е равно на 1 и само малко го надвишава. Тогава можете да успеете да премахнете генерираната енергия и работата на реактора става стабилна. В този случай обаче реакторът работи в критичен режим. Проблемите с разсейването на енергия биха довели до нарастваща верижна реакция и катастрофа. Във всичко съществуващи системиОсигурени са мерки за безопасност, но е много малко вероятно да се случат инциденти и, за съжаление, се случват.

Как се избира работното вещество за ядрен реактор? Необходимо е горивните клетки да съдържат изотопни ядра с голямо ефективно напречно сечение на делене. Единицата за измерване на сечението е 1 плевня = 10 -24 cm 2. Виждаме две групи стойности на напречното сечение: (233 U, 235 U, 239 Pu) и малки (232 Th, 238 U). За да си представим разликата, нека изчислим колко далеч трябва да измине един неутрон, за да се случи събитие на делене. За целта използваме формулата N=N 0 nl eff. За N=N 0 =1 имаме Тук n е плътността на ядрата, където p е обичайната плътност и m =1,66*10 -24 g е единицата за атомна маса. За уран и торий n = 4,8. 10 22 см 3. Тогава за 235 U имаме l = 10 cm, а за 232 Th l = 35 m. Следователно, за реалното осъществяване на процеса на делене трябва да се използват изотопи като 233 U, 235 U, 239 Pu. Изотопът 235 U се съдържа в малки количества в естествения уран, който се състои главно от 238 U, така че като ядрено гориво обикновено се използва уран, обогатен с изотопа 235 U. В този случай по време на работа на реактора значително количество получава се друг делящ се изотоп - 239 Pu. Плутоният се произвежда чрез верига от реакции

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

където означава излъчването на фотон, а е разпадането по схемата

Тук Z определя заряда на ядрото, така че по време на разпадането се появява следващият елемент от периодичната таблица със същия А, е-електрон и v-електрон антинеутрино. Трябва също да се отбележи, че изотопите A 1, A 2, получени в резултат на процеса на делене, като правило са радиоактивни с полуразпад от една година до стотици хиляди години, така че отпадъците от атомни електроцентрали, които са изгорено гориво , е много опасно и изисква специални мерки за съхранение Тук възниква проблемът с геоложкото съхранение, което трябва да осигури надеждност за милиони години напред. Въпреки очевидните предимства на ядрената енергия, базирана на работата на ядрени реактори в критичен режим, тя има и сериозни недостатъци. Това е, първо, рискът от аварии, подобни на Чернобил, и, второ, проблемът радиоактивен отпадък. Предложението за използване на реактори, работещи в подкритичен режим за ядрена енергия, напълно решава първия проблем и значително улеснява решаването на втория.

Ядрен реактор в подкритичен режим като енергиен усилвател.

Нека си представим, че сме сглобили ядрен реактор с ефективен коефициент на размножаване на неутрони keff малко по-малък от единица. Нека облъчим това устройство с постоянен външен неутронен поток N 0. Тогава всеки неутрон (минус излъчените и погълнатите, които се вземат предвид в k eff) ще предизвика делене, което ще даде допълнителен поток N 0 k 2 eff. Всеки неутрон от това число отново ще произведе средно k eff неутрони, което ще даде допълнителен поток N 0 k eff и т.н. По този начин общият поток от неутрони, произвеждащи процеси на делене, се оказва равен на

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

Ако keff > 1, серията в тази формула се разминава, което е отражение на критичното поведение на процеса в този случай. Ако k eff< 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

След това освобождаването на енергия за единица време (мощност) се определя от освобождаването на енергия по време на процеса на делене,

накъде<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

неутрони Удобно е да си представим неутронния поток през тока на ускорителя

където e е зарядът на протоните, равен на елементарния електрически заряд. Когато изразяваме енергията в електрон-волтове, това означава, че приемаме представянето E = eV, където V е потенциалът, съответстващ на тази енергия, съдържащ толкова волта, колкото електрон-волта съдържа енергия. Това означава, че като вземем предвид предишната формула, можем да пренапишем формулата за освобождаване на енергия като

И накрая, удобно е да се представи мощността на инсталацията във формата

където V е потенциалът, съответстващ на енергията на ускорителя, така че VI според добре известната формула е мощността на лъча на ускорителя: P 0 = VI, а R 0 в предишната формула е коефициентът за k eff = 0,98 , което осигурява надежден марж на подкритичност. Всички останали величини са известни и за протонен ускорител имаме енергия от 1 GeV . Получихме печалба от 120, което, разбира се, е много добро. Коефициентът на предишната формула обаче съответства на идеалния случай, когато няма напълно загуби на енергия както в ускорителя, така и при производството на електроенергия. За да получите реалния коефициент, трябва да умножите предишната формула по ефективността на ускорителя r y и ефективността на топлоелектрическата централа r e. Тогава R=r y r e R 0 . Ефективността на ускорението може да бъде доста висока, например в реален проект на силнотоков циклотрон с енергия 1 GeV r y = 0,43. Ефективността на генериране на електроенергия може да бъде толкова ниска, колкото 0,42. Крайното реално усилване е R = r y r e R 0 = 21,8, което все още е доста добро, тъй като само 4,6% от енергията, произведена от инсталацията, трябва да се върне, за да се поддържа работата на ускорителя. В този случай реакторът работи само при включен ускорител и няма опасност от неконтролирана верижна реакция.

Принципът на изграждане на ядрената енергетика.

Както знаете, всичко в света се състои от молекули, които

са сложни комплекси от взаимодействия

виещи атоми. Молекулите са най-малките частици

вещества, които запазват свойствата му. Съставът на молекулите

включва атоми на различни химични елементи.

Химическите елементи са изградени от един вид атоми.

Атом, най-малката частица от химичен елемент, ко-

състои се от „тежко“ ядро ​​и въртящо се около електро-

Ядрата на атомите се образуват от комбинация от положително

заредени протони и неутрални неутрони.

Тези частици, наречени нуклони, се държат заедно

в ядра от притегателни сили с малък обсег,

възникващи поради обмен на мезони,

частици с по-малка маса.

Ядрото на елемента X се означава като или X-A, например уран U-235 -,

където Z е зарядът на ядрото, равен на броя на протоните, определящ атомния номер на ядрото, A е масовият номер на ядрото, равен на

общият брой на протоните и неутроните.

Ядрата на елементи с еднакъв брой протони, но различен брой неутрони се наричат ​​изотопи (например уран

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

Водородни ядра, протони, както и неутрони, електрони (бета-частици) и единични хелиеви ядра (наречени алфа-частици), могат да съществуват автономно извън ядрените структури. Такива ядра или други елементарни частици, движещи се в пространството и приближаващи се до ядрата на разстояния от порядъка на напречните размери на ядрата, могат да взаимодействат с ядрата, както се казва, участват в реакцията. В този случай частиците могат да бъдат уловени от ядра или след сблъсък могат да променят посоката на движение и да предадат част от кинетичната енергия на ядрото. Такива актове на взаимодействие се наричат ​​ядрени реакции. Реакция без проникване в ядрото се нарича еластично разсейване.

След като частицата бъде уловена, съставното ядро ​​е във възбудено състояние. Ядрото може да се "освободи" от възбуждане по няколко начина - чрез излъчване на друга частица и гама лъч или чрез разделяне на две неравни части. Според крайните резултати се разграничават реакции - захващане, нееластично разсейване, делене, ядрена трансформация с излъчване на протон или алфа частица.

Допълнителната енергия, освободена по време на ядрените трансформации, често е под формата на потоци гама лъчи.

Вероятността за реакция се характеризира с размера на "напречното сечение" на реакция от даден тип.

Деленето на тежки ядра става по време на улавянето

неутрони. В същото време се излъчват нови частици

и прехвърлената ядрена свързваща енергия

фрагменти от делене. Това е фундаментален феномен

е открит в края на 30-те години от немски учени

от прочутите Хан и Щрасман, които полагат основите

за практическото използване на ядрената енергия.

Ядрата на тежките елементи - уран, плутоний и някои други интензивно поглъщат топлинни неутрони. След акта на улавяне на неутрон, тежко ядро ​​с вероятност ~0,8 се разделя на две части с различна маса, наречени фрагменти или продукти на делене. В този случай се излъчват бързи неутрони (средно около 2,5 неутрона за всяко събитие на делене), отрицателно заредени бета-частици и неутрални гама-кванти, а енергията на свързване на частиците в ядрото се преобразува в кинетична енергия на фрагменти от делене, неутрони и други частици. След това тази енергия се изразходва за топлинно възбуждане на атомите и молекулите, които изграждат веществото, т.е. за нагряване на околната материя.

След акта на ядрено делене, фрагментите от ядра, произведени по време на делене, са нестабилни, претърпяват серия от последователни радиоактивни трансформации и с известно забавяне излъчват „забавени“ неутрони, голям брой алфа, бета и гама частици. От друга страна, някои фрагменти имат способността да абсорбират интензивно неутрони.

Ядреният реактор е техническа инсталация, в която се извършва самоподдържаща се верижна реакция на делене на тежки ядра с освобождаване на ядрена енергия. Ядреният реактор се състои от активна зона и рефлектор, разположени в защитна обвивка.Ядрената зона съдържа ядрено гориво под формата на горивен състав в защитно покритие и модератор. Горивните клетки обикновено са под формата на тънки пръти. Те се събират на гроздове и се затварят в корици. Такива сглобяеми композиции се наричат ​​възли или касети.

По дължината на горивните елементи се движи охлаждаща течност, която поглъща топлината на ядрените трансформации. Охлаждащата течност, загрята в сърцевината, се движи по циркулационната верига поради работата на помпите или под въздействието на силите на Архимед и, преминавайки през топлообменник или парогенератор, предава топлина на охлаждащата течност на външната верига.

Преносът на топлина и движението на нейните носители могат да бъдат представени под формата на проста диаграма:

1. Реактор

2. Топлообменник, парогенератор

3. Парна турбина

4.Генератор

5. Кондензатор

Развитието на индустриалното общество се основава на непрекъснато нарастващо ниво на производство и потребление

различни видове енергия.

Както е известно, производството на топлинна и електрическа енергия се основава на процеса на изгаряне на изкопаеми горива

енергийни ресурси -

• масло

и в ядрената енергетика - деленето на ядрата на атомите на уран и плутоний при поглъщане на неутрони.

Мащабът на производство и потребление на изкопаеми енергийни ресурси, метали, потреблението на вода, въздух за производството на необходимото за човечеството количество енергия е огромен и, уви, ресурсните запаси са ограничени. Особено остър е проблемът с бързото изчерпване на органичните природни енергийни ресурси.

1 кг естествен уран замества 20 тона въглища.

Световните енергийни запаси се оценяват на 355 Q, където Q е единица топлинна енергия, равна на Q = 2,52 * 1017 kcal = 36 * 109 тона условно гориво /tce/, т.е. гориво с калоричност 7000 kcal/kg, така че енергийните запаси са 12,8 * 1012 т.е.

От това количество приблизително 1/3 т.е. ~ 4.3*1012 t.e.f. могат да бъдат извлечени с помощта на модерна технология при умерени разходи за добив на гориво. От друга страна, съвременните енергийни нужди са 1,1 * 1010 t.e./година и нарастват с темп от 3-4% годишно, т.е. удвояват на всеки 20 години.

Лесно е да се прецени, че органичните изкопаеми ресурси, дори като се вземе предвид вероятното забавяне на растежа на потреблението на енергия, ще бъдат до голяма степен изразходвани през следващия век.

Между другото, отбелязваме, че при изгаряне на изкопаеми въглища и нефт, които имат съдържание на сяра около 2,5%, се образуват до 400 милиона тона годишно. серен диоксид и азотни оксиди, т.е. около 70 кг. вредни вещества на жител на земята годишно.

Използването на енергията на атомното ядро ​​и развитието на ядрената енергия облекчава сериозността на този проблем.

Наистина, откритието на деленето на тежки ядра чрез улавяне на неутрони, което направи нашия век атомен, добави значително съкровище от ядрено гориво към запасите от енергийни изкопаеми горива. Запасите от уран в земната кора се оценяват на огромна цифра от 1014 тона. Основната част от това богатство обаче е в разпръснато състояние - в гранити и базалти. Във водите на Световния океан количеството на урана достига 4*109 тона. Въпреки това, сравнително малко известни богати на уран находища, където добивът би бил евтин. Следователно масата на урановите ресурси, които могат да бъдат извлечени с модерни технологии и на разумни цени, се оценява на 108 тона. Годишното търсене на уран е, според съвременните оценки, 104 тона естествен уран. Така че тези резерви позволяват, както каза академик А. П. Александров, „да се премахне дамоклевият меч на недостига на гориво за почти неограничено време“.

Друг важен проблем на съвременното индустриално общество е опазването на природата, чистата вода и въздух.

Учените са добре известни за „парниковия ефект“, произтичащ от емисиите на въглероден диоксид от изгарянето на изкопаеми горива и съответното глобално затопляне на климата на нашата планета. А проблемите със замърсяването на въздуха, киселинните дъждове и отравянето на реките са достигнали критична точка в много области.

Ядрената енергия не консумира кислород и има незначителни емисии при нормална работа. Ако ядрената енергия замени конвенционалната енергия, тогава възможността за „оранжерия“ с тежки екологични последици от глобалното затопляне ще бъде елиминирана.

Изключително важно обстоятелство е фактът, че ядрената енергетика е доказала своята икономическа ефективност в почти всички точки на земното кълбо. Освен това, дори при голям мащаб на производство на енергия в атомни електроцентрали, ядрената енергия няма да създаде специални транспортни проблеми, тъй като изисква незначителни транспортни разходи, което освобождава обществата от тежестта на постоянното транспортиране на огромни количества изкопаеми горива.

Ядрените реактори се разделят на няколко групи:

в зависимост от средната енергия на неутронния спектър - на бързи, междинни и топлинни;

според конструктивните особености на активната зона - в съд и канал;

по вид охлаждаща течност - вода, тежка вода, натрий;

по вид модератор - воден, графитен, тежководен и др.

За енергийни цели за производство на електроенергия се използват:

водо-водни реактори с некипяща или вряща вода под налягане,

уран-графитни реактори с вряща вода или охлаждане с въглероден диоксид,

канални реактори с тежка вода и др.

В бъдеще ще се използват широко реактори с бързи неутрони, охлаждани от течни метали (натрий и др.); в който принципно прилагаме режима на възпроизвеждане на гориво, т.е. създаване на броя на делящите се изотопи на плутоний Pu-239, надвишаващ броя на консумативните изотопи на уран U-235. Параметърът, характеризиращ възпроизводството на горивото, се нарича плутониев коефициент. Той показва колко актове на Pu-239 атоми са създадени по време на реакции на улавяне на неутрони в U-238 за един атом U-235, който е уловил неутрон и е претърпял делене или радиационна трансформация в U-235.

Реакторите с вода под налягане заемат видно място в световния енергиен реакторен парк. Те също се използват широко във флота като източници на енергия както за надводни кораби, така и за подводници. Такива реактори са относително компактни, прости и надеждни в експлоатация. Водата, която служи като охладител и модератор на неутрони в такива реактори, е сравнително евтина, неагресивна и има добри неутронни свойства.

Водните реактори под налягане се наричат ​​още водно-водни или леководни реактори. Изработени са под формата на цилиндричен съд под високо налягане с подвижен капак. В този съд (тялото на реактора) се помещава активната зона, съставена от горивни касети (горивни касети) и движещи се елементи на системата за управление и защита. Водата навлиза в корпуса през тръбите, подава се в пространството под сърцевината, движи се вертикално нагоре по горивните елементи и се изпуска през изходните тръби в циркулационния кръг. Топлината от ядрените реакции се прехвърля в парогенераторите към водата от втория кръг с по-ниско налягане. Движението на водата по контура се осигурява от работата на циркулационни помпи или, както в реакторите за топлоснабдителни станции, поради задвижващото налягане на естествената циркулация.

Ядрен синтез утре.

„За утре“ се планира, на първо място, да се създаде следващо поколение токамаци, в които може да се постигне самоподдържащ се термоядрен синтез. За тази цел в Института за атомна енергия И. В. Курчатов и Научноизследователския институт по електрофизична апаратура Д. В. Ефремов се разработва експериментален термоядрен реактор (ОТР).

При OTR целта е да се поддържа реакцията на такова ниво, че съотношението на изходната полезна енергия към изразходваната енергия (означено с Q) да е по-голямо или поне равно на единица: Q = 1. Това условие е сериозен етап от тестването на всички елементи на системата по пътя към създаването на търговски реактор с Q=5. Според наличните оценки само при тази стойност на Q се постига самодостатъчност на термоядрен енергиен източник, когато разходите за всички обслужващи процеси, включително социални и битови разходи, се възстановяват. Междувременно американският TFTR постигна стойност Q=0,2-0,4.

Има и други проблеми. Например, първата стена - тоест обвивката на тороидалната вакуумна камера - е най-напрегнатата, буквално многострадална част от цялата конструкция. В OTR неговият обем е приблизително 300 m 3, а повърхността му е около 400 m 2. Стената трябва да е достатъчно здрава, за да издържи на атмосферното налягане и механичните сили, възникващи от магнитното поле, и достатъчно тънка, за да прехвърли топлинните потоци от плазмата към водата, циркулираща от външната страна на тороида, без значителна температурна разлика. Оптималната му дебелина е 2 мм. Избраните материали са аустенитни стомани или никелови и титанови сплави.

Евратом планира да инсталира NET (Next Europeus Tor), който в много отношения е подобен на OTR; това е следващото поколение токамаци след JET и T-15.

NET трябваше да бъде изграден през 1994-1999 г. Предвижда се първият етап от изследването да продължи 3-4 години.

Те също така говорят за следващото поколение след NET - това е "истински" термоядрен реактор, условно наречен DEMO. Все още обаче не всичко е ясно дори и с NET, тъй като има планове за изграждане на няколко международни инсталации.

Енергията на ядрената реакция е концентрирана в ядрото на атома. Атомът е малка частица, която изгражда цялата материя във Вселената.

Количеството енергия от ядреното делене е огромно и може да се използва за създаване на електричество, но първо трябва да бъде освободено от атома.

Получаване на енергия

Използването на енергията от ядрена реакция става чрез оборудване, което може да контролира атомното делене за производство на електричество.

Горивото, използвано за реактори и производство на енергия, най-често са пелети от елемента уран. В ядрен реактор атомите на урана са принудени да се разпаднат. Когато се разделят, атомите освобождават малки частици, наречени продукти на делене. Продуктите на делене действат върху други уранови атоми, за да се разделят - започва верижна реакция. Ядрената енергия, освободена от тази верижна реакция, създава топлина. Топлината от ядрения реактор го прави много горещ, така че трябва да се охлади. Технологично най-добрият охладител обикновено е водата, но някои ядрени реактори използват течен метал или разтопени соли. Охлаждащата течност, загрята от сърцевината, произвежда пара. Парата действа върху парната турбина, като я завърта. Турбината е свързана чрез механична трансмисия към генератор, който произвежда електричество.
Реакторите се управляват с помощта на контролни пръти, които могат да се регулират спрямо количеството генерирана топлина. Контролните пръти са направени от материал като кадмий, хафний или бор, за да абсорбират някои от продуктите, създадени от ядреното делене. Пръчките присъстват по време на верижна реакция, за да контролират реакцията. Премахването на прътите ще позволи на верижната реакция да се развие по-нататък и да създаде повече електричество.

Около 15 процента от световната електроенергия се генерира от атомни електроцентрали.

Съединените щати имат повече от 100 реактора, въпреки че САЩ генерират по-голямата част от електроенергията си от изкопаеми горива и водноелектрическа енергия.

В Русия има 33 енергоблока в 10 атомни електроцентрали - 15% от енергийния баланс на страната.

Литва, Франция и Словакия консумират по-голямата част от електроенергията си от атомни електроцентрали.

Ядрено гориво, използвано за генериране на енергия

Уранът е най-широко използваното гориво за производство на енергия от ядрени реакции. Това е така, защото атомите на урана се разпадат относително лесно. Специфичният вид произведен уран, наречен U-235, е рядък. U-235 представлява по-малко от един процент от световния уран.

Уранът се добива в Австралия, Канада, Казахстан, Русия, Узбекистан и трябва да бъде преработен, преди да може да се използва.

Тъй като ядреното гориво може да се използва за създаване на оръжия, производството е предмет на Договора за неразпространение на внос на уран или плутоний или друго ядрено гориво. Договорът насърчава мирното използване на гориво, както и ограничаване на разпространението на този вид оръжия.

Един типичен реактор използва около 200 тона уран всяка година. Сложните процеси позволяват част от урана и плутония да бъдат повторно обогатени или преработени. Това намалява количеството добив, добив и обработка.

Ядрена енергия и хора

Ядрената ядрена енергия произвежда електричество, което може да се използва за захранване на домове, училища, предприятия и болници.

Първият реактор за производство на електричество е построен в Айдахо, САЩ и експериментално започва да се самозахранва през 1951 г.

През 1954 г. в Обнинск, Русия е създадена първата атомна електроцентрала, предназначена да осигурява енергия за хората.

Изграждането на реактори за извличане на енергия от ядрени реакции изисква високо ниво на технология и само страни, които са подписали договора за неразпространение на оръжия, могат да получат необходимия уран или плутоний. Поради тези причини повечето атомни електроцентрали се намират в развитите страни по света.

Атомните електроцентрали произвеждат възобновяеми, екологично чисти ресурси. Те не замърсяват въздуха и не произвеждат емисии на парникови газове. Те могат да бъдат построени в градски или селски райони и не променят радикално средата около тях.

Радиоактивен материал от електроцентрали

Радиоактивен материал в пРеакторът е безопасен, защото се охлажда в отделна структура, наречена охладителна кула. Парата се превръща обратно във вода и може да се използва отново за производство на електричество. Излишната пара просто се рециклира в атмосферата, където не е вредна като чистата вода.

Енергията от ядрена реакция обаче има страничен продукт под формата на радиоактивен материал. Радиоактивният материал е колекция от нестабилни ядра. Тези ядра губят своята енергия и могат да засегнат много материали около тях, включително живи организми и околната среда. Радиоактивният материал може да бъде изключително токсичен, причинявайки заболяване, увеличавайки риска от рак, кръвни заболявания и разпадане на костите.

Радиоактивните отпадъци са това, което остава от работата на ядрен реактор.

Радиоактивните отпадъци обхващат защитното облекло, носено от работниците, инструментите и тъканите, които са били в контакт с радиоактивен прах. Радиоактивните отпадъци са дълготрайни. Материали като дрехи и инструменти могат да останат радиоактивни в продължение на хиляди години. Правителството регулира как тези материали се изхвърлят, така че да не замърсяват нищо друго.

Използваното гориво и пръти са изключително радиоактивни. Използваните уранови пелети трябва да се съхраняват в специални контейнери, които приличат на големи плувни басейни.Някои заводи съхраняват използваното гориво в надземни резервоари за сухо съхранение.

Водата, охлаждаща горивото, не влиза в контакт с радиоактивност и следователно е безопасна.

Известни са и такива, които имат малко по-различен принцип на действие.

Използване на ядрена енергия и радиационна безопасност

Критиците на използването на енергия от ядрена реакция се притесняват, че съоръженията за съхранение на радиоактивни отпадъци ще протекат, ще се спукат или ще се срутят. След това радиоактивният материал може да замърси почвата и подземните води в близост до площадката. Това може да доведе до сериозни здравословни проблеми за хората и живите организми в района. Всички хора ще трябва да се евакуират.

Това се случи в Чернобил, Украйна през 1986 г. Парна експлозия в една от електроцентралите на четвърти ядрен реактор го унищожи и избухна пожар. Образува се облак от радиоактивни частици, който пада на земята или се носи с вятъра и частиците влизат във водния цикъл в природата като дъжд. Повечето от радиоактивните отпадъци паднаха в Беларус.

Екологичните последици от Чернобилската катастрофа настъпиха веднага. На километри около обекта боровата гора е изсъхнала, а червеният цвят на мъртвите борове е спечелил на района прозвището Червена гора. Рибата от близката река Припят е станала радиоактивна и хората вече няма да могат да я ядат. Умряха говеда и коне. Над 100 000 души бяха евакуирани след бедствието, но броят на човешките жертви от Чернобил е трудно да се определи.

Ефектите от радиационното отравяне се проявяват едва след много години. За заболявания като рака е трудно да се определи източникът.

Бъдещето на ядрената енергетика

Реакторите използват делене или разделяне на атоми за производство на енергия.

Енергията на ядрената реакция може също да бъде произведена чрез сливане или свързване на атоми заедно. В производство. Слънцето, например, постоянно претърпява ядрен синтез на водородни атоми, за да образува хелий. Тъй като животът на нашата планета зависи от Слънцето, можем да кажем, че деленето прави живота на Земята възможен.

Ядрените електроцентрали все още нямат способността да произвеждат безопасно и надеждно енергия чрез ядрен синтез (синтез), но учените изследват ядрения синтез, тъй като процесът вероятно ще бъде безопасен и по-рентабилен като алтернативна форма на енергия.

Енергията на ядрената реакция е огромна и трябва да се използва от хората.

Въведение

През 1939 г. е възможно за първи път да се раздели атом на уран. Минаха още 3 години и в САЩ беше създаден реактор за провеждане на контролирана ядрена реакция. Тогава през 1945г Атомната бомба е произведена и тествана, а през 1954г. У нас беше пусната в експлоатация първата в света атомна електроцентрала. Във всички тези случаи е използвана огромната енергия от разпада на атомното ядро. Още по-голямо количество енергия се отделя в резултат на сливането на атомните ядра. През 1953 г. в СССР за първи път е изпробвана термоядрена бомба и човекът се е научил да възпроизвежда процесите, протичащи на слънцето. Засега ядреният синтез не може да се използва за мирни цели, но ако това стане възможно, хората ще си осигуряват евтина енергия за милиарди години. Този проблем е една от най-важните области на съвременната физика през последните 50 години.

Ядрената енергия се освобождава по време на разпада или синтеза на атомните ядра. Всяка енергия - физическа, химическа или ядрена - се проявява чрез способността си да извършва работа, да излъчва топлина или радиация. Енергията във всяка система винаги се запазва, но може да бъде прехвърлена към друга система или да промени формата си.

До около 1800 г. дървото е било основното гориво. Дървесната енергия се получава от слънчевата енергия, съхранявана в растенията по време на техния живот. След Индустриалната революция хората зависят от минерали като въглища и нефт, чиято енергия също идва от складирана слънчева енергия. Когато се изгаря гориво като въглища, съдържащите се във въглищата водородни и въглеродни атоми се свързват с кислородните атоми на въздуха. Когато се появи воден или въглероден диоксид, се отделя висока температура, еквивалентна на приблизително 1,6 киловатчаса на килограм или приблизително 10 електронволта на въглероден атом. Това количество енергия е типично за химични реакции, които водят до промени в електронната структура на атомите. Част от енергията, освободена под формата на топлина, е достатъчна, за да поддържа реакцията.

Атомът се състои от малко, масивно, положително заредено ядро, заобиколено от електрони. Ядрото съставлява по-голямата част от масата на атома. Състои се от неутрони и протони (обикновено наричани нуклони), свързани заедно от много силни ядрени сили, много по-големи от електрическите сили, които свързват електроните с ядрото. Енергията на едно ядро ​​се определя от това колко силно неговите неутрони и протони се държат заедно от ядрени сили. Нуклонната енергия е енергията, необходима за отстраняване на един неутрон или протон от ядрото. Ако две леки ядра се комбинират, за да образуват по-тежко ядро, или ако едно тежко ядро ​​се раздели на две по-леки, и двете освобождават големи количества енергия.

Ядрената енергия, измерена в милиони електронволта, се получава от сливането на две леки ядра, когато два изотопа на водород (деутерий) се комбинират в следната реакция:

В този случай се образува атом хелий с маса 3 amu. , свободен неутрон и 3,2 MeV, или 5,1 * 10 6 J (1,2 * 10 3 кал).

Ядрена енергия също се произвежда, когато тежко ядро ​​(например ядрото на изотопа уран-235) се разделя поради абсорбцията на неутрон:

В резултат на това се разпада на цезий-140, рубидий-93, три неутрона и 200 MeV, или 3,2 10 16 J (7,7 10 8 кал). Реакцията на ядрено делене освобождава 10 милиона пъти повече енергия от подобна химическа реакция.

Ядрен синтез

Освобождаването на ядрена енергия може да се случи в долния край на енергийната крива, когато две леки ядра се комбинират в едно по-тежко. Енергията, излъчвана от звездите, подобно на слънцето, е резултат от същите реакции на синтез в техните дълбини.

При огромно налягане и температура от 15 милиона градуса C 0. Съществуващите там водородни ядра се комбинират съгласно уравнение (1) и в резултат на техния синтез се образува енергията на слънцето.

Ядрен синтез е постигнат за първи път на Земята в началото на 30-те години на миналия век. В циклотрона - ускорител на елементарни частици - е извършено бомбардиране на ядра на деутерий. В този случай се отделя висока температура, но тази енергия не може да се използва. През 50-те години на миналия век първият широкомащабен, но неконтролиран процес на освобождаване на енергия от термоядрения синтез беше демонстриран в термоелектрически тестове. ядрени оръжияСАЩ, СССР, Великобритания и Франция. Това обаче е краткотрайна и неконтролируема реакция, която не може да се използва за генериране на електричество.

При реакции на разпадане неутрон, който няма електрически заряд, може лесно да се приближи и да реагира с делящо се ядро, като уран-235. При типична реакция на синтез обаче реагиращите ядра имат положителен електрически заряд и следователно се отблъскват от закона на Кулон, така че силите, дължащи се на закона на Кулон, трябва да бъдат преодолени, преди ядрата да могат да се комбинират. Това се случва, когато температурата на реагиращия газ - доста висока от 50 до 100 милиона градуса C 0 . В газ от тежки водородни изотопи на деутерий и тритий при тази температура протича реакция на синтез:

освобождавайки приблизително 17,6 MeV. Енергията се появява първо като кинетичната енергия на хелий-4 и неутрона, но скоро се проявява като висока температура в околните материали и газ.

Ако при такава висока температура плътността на газа е 10 -1 атмосфери (т.е. почти вакуум), тогава активният хелий-4 може да прехвърли енергията си на околния водород. Така се поддържа висока температура и се създават условия за протичане на спонтанна реакция на синтез. При тези условия възниква „ядрено запалване“.

Постигането на условия за контролиран термоядрен синтез е възпрепятствано от няколко основни проблема. Първо, трябва да загреете газа до много висока температура. Второ, необходимо е да се контролира броят на реагиращите ядра за достатъчно дълго време. Трето, количеството освободена енергия трябва да бъде по-голямо от това, което е изразходвано за нагряване и ограничаване на плътността на газа. Следващият проблем е съхраняването на тази енергия и превръщането й в електричество.

При температури дори 100 000 C 0 всички водородни атоми са напълно йонизирани. Газът се състои от електрически неутрална структура: положително заредени ядра и отрицателно заредени свободни електрони. Това състояние се нарича плазма.

Плазмата е достатъчно гореща за синтез, но не може да се намери в обикновени материали. Плазмата ще се охлади много бързо и стените на съда ще бъдат разрушени от температурната разлика. Въпреки това, тъй като плазмата се състои от заредени ядра и електрони, които се спират около линиите на магнитното поле, плазмата може да се съдържа в ограничена от магнитно поле област, без да реагира със стените на контейнера.

Във всяко устройство за контролиран синтез, освобождаването на енергия трябва да надвишава енергията, необходима за ограничаване и нагряване на плазмата. Това условие може да бъде изпълнено, когато времето за задържане на плазмата t и нейната плътност n превишават приблизително 10 14 . Отношения тн > 10 14 се нарича критерий на Лоусън.

Многобройни схеми за магнитно задържане на плазмата са тествани от 1950 г. в Съединените щати, СССР, Великобритания, Япония и другаде. Наблюдавани са термоядрени реакции, но критерият на Лоусън рядко надвишава 10 12 . Едно устройство обаче, „Токамак“ (това име е съкращение от руски думи: ТОРоидална КАМЕРА с магнитни намотки), първоначално предложено в СССР от Игор Там и Андрей Сахаров, започна да дава добри резултати в началото на 60-те години.

Токамак е тороидална вакуумна камера, съдържаща намотки, които създават силно тороидално магнитно поле. Тороидално магнитно поле от приблизително 50 000 Гауса се поддържа в тази камера от мощни електромагнити. В плазмата от трансформаторните бобини се създава надлъжен поток от няколко милиона ампера. Затворените линии на магнитното поле стабилно ограничават плазмата.

Въз основа на успеха на малкия експериментален Токамак, две големи устройства бяха построени в няколко лаборатории в началото на 80-те години, една в Принстънския университет в Съединените щати и една в СССР. В токамака високата температура на плазмата възниква в резултат на отделянето на топлина поради съпротивлението на мощен тороидален поток, както и чрез допълнително нагряване при въвеждане на неутрален лъч, което заедно трябва да доведе до запалване.

Друг възможен начин за получаване на енергия от термоядрен синтез също е инерционните свойства. В този случай горивото - тритий или деутерий - се съдържа в малка топка, бомбардирана от няколко страни от импулсен лазерен лъч. Това кара топката да експлодира, създавайки термоядрена реакция, която запалва горивото. Няколко лаборатории в Съединените щати и на други места в момента проучват тази възможност. Напредъкът в изследванията на термоядрения синтез е обещаващ, но предизвикателството за създаване на практически системи за устойчива реакция на термоядрен синтез, която произвежда повече енергия, отколкото консумира, остава неразрешено и ще изисква много повече време и усилия.

Когато стана ясно, че въглеводородните източници на суровини, като нефт, газ, въглища, се изчерпват. Това означава, че трябва да търсим нови видове енергия. Сега възникна много сериозен въпрос за възможността от катастрофално изменение на климата поради факта, че конвенционалните топлоелектрически централи създават слой парникови газове. И в резултат на това какво се случва на Земята глобално затопляне. Това е абсолютно сигурно. Трябва да търсим нови видове енергия, които не водят до това.

Кувшинов Вячеслав Иванович:
Структурата на атома и структурата на атома (че има ядро ​​вътре) стана известна едва през миналия век. Кога беше Втората Световна войнанапредъка стана ясно, че колосална енергия може да бъде извлечена от ядрото на атома. Естествено, беше обмислен вариант как това може да се използва от оръжейна гледна точка, от гледна точка на атомна бомба.
И едва през 50-те години възниква въпросът за мирното използване на атомната енергия и възниква концепцията за „мирен атом“.

В Обнинск е построена първата атомна електроцентрала в Съветския съюз. Любопитно е, че директор на първата атомна електроцентрала е академик Андрей Капитонович Красин, който между другото по-късно става директор на Института по енергетика и ядрени изследвания"борове".

Кувшинов Вячеслав Иванович:
Да вземем протоните и неутроните, които изграждат ядрото. Ако се намират вътре в ядрото, те са тясно свързани от ядрени сили. Защо е тясно? Тъй като, например, два протона имат еднакъв електрически заряд, те трябва да се отблъскват изключително много, но те се дърпат заедно. Така че вътре в ядрото има ядрени сили. И се оказва, че част от масата на протоните и неутроните се превръща в енергия. И има такава известна формула, която сега дори е написана на тениски E = Mc2. E е енергия, M е маса на частиците, СЪСна квадрат е скоростта на светлината.
Оказва се, че има и специална енергия, която е свързана с телесното тегло. И ако в ядрото има някакъв вид съхранена енергия, ако ядрото е разделено, тогава тази енергия се освобождава под формата на енергията на фрагментите. И точно неговата величина (E) е равна на (M) на (квадрат от скоростта на светлината). В резултат на деленето на едно ядро ​​получавате някаква енергия под формата на енергия на фрагменти.
Интересното тук е, че когато настъпи разделяне голямо количество, например ураново гориво, тогава възниква ядрена верижна реакция. Това означава, че ядрата се делят почти едновременно. Това освобождава колосално количество енергия. Например 1,5 кг ураново гориво може да замени 1,5 вагона въглища.

Каква роля играе скоростта на светлината в тази универсална формула?

Кувшинов Вячеслав Иванович:
Айнщайн изгражда своите формули за промяна на скоростта на светлината от една координатна система в друга, от които следва, че скоростта на светлината е постоянна, а всички други скорости на други тела и обекти се променят. Любопитно е, че от формулата на относителността на Айнщайн излиза, че пътуването във времето е възможно!Това предполага така наречения „парадокс на близнаците“. Той се крие във факта, че един от близнаците, разположен в ракета, ускорена до скорост, близка до скоростта на светлината, ще остарее по-малко от брат си, останал на Земята.

Кувшинов Вячеслав Иванович, професор, изпълнителен директор„Съвместен институт за енергийни и ядрени изследвания „Сосни“:
Според МААЕ само включването на ядрена енергия осигурява най-ниска себестойност на електроенергията. Беларусите ще видят това предимство в своята „мазнина“.

Според изследване на MGATE до 2020 г. ще има, както се казва, дупка в горивно-енергийния баланс на Беларус. Експертите казват, че ще бъде възможно да се преодолее разликата в потреблението на енергия само с помощта на работеща атомна електроцентрала.

По данни на МААЕ в света работят 441 енергоблока. Около Беларус има 5 атомни електроцентрали. В съседна Украйна има Ривненската АЕЦ, в Русия - Смоленската, Ленинградската и в процес на изграждане Балтийската АЕЦ.

Николай Груша, директор на Департамента по ядрена енергетика на Министерството на енергетиката на Република Беларус:
Основната задача на изграждането на атомна електроцентрала и като цяло основната задача на енергийната политика на Република Беларус е да се намали зависимостта от доставките на природен газ.
При въвеждане в експлоатация на атомна електроцентрала с мощност над 2 милиона киловата, първо, около 27-29% от цялата електроенергия, произведена в атомната електроцентрала, ще бъде генерирана. Това ще позволи заместването на около 5 милиарда кубически метра природен газ. Това е почти една четвърт от това, което консумираме днес.

Приносът на ядрената техника и технологии за гарантиране на сигурността на държавата обикновено се разделя на сфери на гражданско (мирно) и военно използване. Това разделение е в известен смисъл условно, тъй като преобразуването на ядрените технологии се извършва на всички етапи от тяхното развитие.

Основни направления на мирното използване на ядрената енергия:

• електроенергетика;
• топлоснабдяване селища(общински) и промишлени съоръжения (промишлени), обезсоляване морска вода;
• електроцентрали за транспортни цели, използвани като енергийни източници на кораби военноморски флот- ледоразбивачи, леки кораби и др.;
• разработване на арктически находища континентална плоча;
• електроцентрали за захранване на изкуствени космически системи и обекти; ракетни двигатели;
• изследователски реакторни инсталации за различни цели;
• получаване на изотопни продукти, необходими за използване в медицината, технологиите и селското стопанство;
• промишлено приложение на подземни ядрени експлозии.
• Основните направления на военното използване на ядрената енергия:
• производство на оръжейни ядрени материали;
• ядрено оръжие;
• енергийни инсталации, използвани за изпомпване на енергия в лазерни оръжия;
• електроцентрали за подводници и надводни кораби на флота и космически кораби.

Електроенергетика.Повечето работещи енергийни блокове използват реактори с вода под налягане (PWR, VVER) или реактори с кипяща вода (BWR, RBMK), които позволяват да се постигне ефективност на производството на електроенергия от 31...33%. Бързите и високотемпературни (с газово охлаждане) реактори осигуряват ефективност на производството на електроенергия от 41...43%. Преходът към преобразуване на енергията от газови турбини при температура зад реактор с газово охлаждане от около 900 °C позволява да се повиши ефективността на производството на електроенергия до 48...49%.

През 2002 г. общото глобално производство на електроенергия от всички действащи атомни енергийни блокове (441 блока с обща инсталирана електрическа мощност 359 GW) е 2574 TWh (приблизително 16% от произведената електроенергия и 6% от световния горивен и енергиен баланс).

Топлоснабдяванес използването на ядрени енергийни източници в момента (с ограничените си обеми) е достатъчно подготвен технически и практическото му прилагане се счита за особено важно при замяната на органично гориво с ядрено гориво. Използването на ядрената енергия за топлоснабдяване на населените места и промишлеността започва почти едновременно с производството на електроенергия от ядрени реактори.

Има три метода за централизирано топлоснабдяване от ядрен източник:

• атомна топлоелектрическа централа (ТЕЦ) за комбинирано производство на електроенергия и топлина в един блок;
• ядрени котелни, които служат само за производство на пара с ниско налягане и топла вода (методът се прилага в сравнително малък мащаб);
• използване на топлинните възможности на кондензационните атомни електроцентрали за производство на топлина.

Освобождаване на топлина за отоплениесе произвеждат от всички атомни електроцентрали в Русия и страните от ОНД, както и много чужди (България, Унгария, Германия, Канада, САЩ, Швейцария и др.). В съответствие с „Руската енергийна стратегия до 2020 г. Производството на топлинна енергия в Русия с помощта на ядрени източници ще се увеличи от 6 милиона Gcal през 1990 г. до 15 милиона Gcal през 2020 г. Увеличаването на производството на топлинна енергия се очаква чрез създаване на технически възможности за пренос на топлинна енергия от атомни електроцентрали и работещи атомни електроцентрали. В същото време факторите, влияещи върху икономическата ефективност на топлоснабдяването с използване на ядрен енергиен източник, са типът на реакторната централа и капиталовите инвестиции в нея, концентрацията на топлинните натоварвания на потребителите, дължината на основните отоплителни мрежи, както и сравнителни цените на ядреното и органичното гориво.

Използване на топлинна енергия от атомни електроцентралив индустриален мащаб в страните бившия СССРстартира в края на 50-те години. в Сибирската атомна електроцентрала, където топлината се използва за отопление на промишлени помещения и жилищни сгради. Високата надеждност и безопасност на системите за топлоснабдяване беше демонстрирана в АТЕС Билибино, работеща в Чукотка от 1974 г. Последният, четвърти, енергиен блок беше пуснат през 1976 г. БиАТЕС е единствената атомна електроцентрала в света, предназначена да произвежда електроенергия и топлина за промишлените и битови нужди на територията Север в условия на вечна замръзналост.

В Русия и в чужбина са разработени проекти на реактори със средна и ниска мощност, предназначени само за отопление - AST-500 (Русия), NHR-200 (Китай), SES-10 (Канада), Geyser (Швейцария и др.) , както и за двойно предназначение, т.е. за производство на топлинна и електрическа енергия - ВК-300, РУТА, АТЕЦ-200, АБВ, Саха-32 и КЛТ-40 (Русия), SMART (Република Корея), CAREM-25 (Аржентина), MRX (Япония), ISIS (Италия).

Степента на развитие на проектите варира от скица до работа. За някои проекти са изградени и работят демонстрационни блокове (SDR за SES-10, NHR-5 за NHR-200).

Топлина с висок температурен потенциал (до 1000 °C и повече), необходима за химическата промишленост, производството на водород, черната металургия и други енергоемки технологии, може да се получи в реактори с хелиево охлаждане. Изпълнението на разработени проекти за такива реактори и енерготехнологичните комплекси, които те осигуряват, е технически осъществимо, но съвременна стойностизкопаеми горива, се дава предимство на традиционните технологии, използващи това гориво.

Обезсоляване.Една от значимите и обещаващи области на приложение на малки и средна мощностможе да стане възможно обезсоляването на морска вода и други силно минерализирани и солени води (рудни и др.). Мащабното производство на прясна вода, основано на използването на ядрена енергия, е усвоено за първи път в СССР. През 1973 г. в Казахстан е пуснат в експлоатация голям промишлен комплекс за обезсоляване на вода с бърз реактор BN-350 с охладител от течен метал (натрий).

Дългогодишен опит в експлоатацията на този комплекс, множество местни и чуждестранни проектни проучвания на инсталации за обезсоляване различни видовереактори, подробното проучване на проблема в рамките на изследователските програми на Международната агенция за атомна енергия (МААЕ) ни позволява да разглеждаме ядрените реактори като икономически обещаващи източници на енергия за инсталации за обезсоляване, осигуряващи възможност за производство на прясна вода в огромни райони с децентрализирано енергоснабдяване, което е характерно за много райони с недостиг на вода по света.

Транспортни електроцентрали.Корабни и морски ядрени инсталации са проектирани и построени в Русия, САЩ, Германия, Япония, Великобритания, Франция и Китай. Първият в света граждански кораб с ядрен двигател - атомният ледоразбивач "Ленин" - е построен през 1959 г., а след това са пуснати в експлоатация серия от атомни ледоразбивачи ("Арктика", "Сибир", "Русия", " Съветски съюз", "Таймир", "Вайгач", "Ямал") и контейнеровозът-лихтовоз "Севморпут". Опитът на гражданското ядрено корабостроене в други страни (САЩ - Савана, 1962 г.; Германия - Ото Ган, 1968 г.; Япония - Муцу, 1974 г.) беше несравнимо по-малък.

Общата безаварийна работа на атомните електроцентрали на руските ледоразбивачи и леки кораби надхвърли 160 реактор-години; Времето на работа на оборудването в първите атомни електроцентрали възлиза на повече от 100...120 хиляди часа при поддържане на работоспособност. За 35 години експлоатация на атомни ледоразбивачи и 9 години експлоатация на Северния морски път на тях не е имало ядрен или радиационно опасен инцидент, който да доведе до прекъсване на пътуването, облъчване на персонала или отрицателно въздействиевърху околната среда. Няма регистрирани случаи на професионално заболяване, свързано с работа в реакторното съоръжение.

Първите атомни подводници са построени и доставени на флота в САЩ през 1954 г., в Русия през 1958 г. Впоследствие подводници започват да се строят във Великобритания, Франция и Китай (съответно 1963, 1971 и 1974 г.). В Русия между 1957 и 1995 г. са построени 261 атомни подводници; основната част на атомната подводница има два ядрени реактора.

В контекста на ограничаването и намаляването на въоръженията дневният ред включва създаването на ефективна технология за демонтаж на изведени от експлоатация атомни подводници, както и избора и икономическата обосновка на нови области на приложение на ефективни технологии за корабни атомни електроцентрали. Сред последните лидерите са:

плаващи атомни електроцентрали за доставка на електричество и топлина на отдалечени региони, които нямат централизирано енергоснабдяване.

Те включват

• северното и източното крайбрежие на Русия, териториите покрай Сибирски реки, някои тихоокеански островни държави и др.;
• плаващи атомни енергийни блокове за обезсоляване на морска вода;
• подводни превозни средства за изучаване на Световния океан, изследване на потънали кораби, разработване на дънни зони, промишлен добив на желязо-манганови възли и други минерали от дъното на морета и океани.

Разработване на находища на арктическия континентален шелф. През 90-те години През миналия век Русия започна да разработва проекти за разработване на находища на арктическия континентален шелф. Общите (възстановими) запаси от въглеводороди в Северния ледовит океан се оценяват на 100 милиарда тона еквивалент на гориво. Изследванията на руски проектантски организации показаха възможността за използване на ядрена енергия за решаване на широк спектър от проблеми с енергоснабдяването на офшорния петролен и газов технологичен цикъл на арктическия шелф. Появиха се проекти за ядрено енергоснабдяване за производство на въглеводороди на платформи в Баренцово море, транспортиране на газ по подводни газопроводи на дълги разстояния, големи подводни танкери-совалки (проекти на ядрен подводен ледоразбивач-танкер от конструкторското бюро Малахит, Санкт Петербург ядрен подводен танкер за транспортиране на течно гориво от Русия до Япония, Конструкторско бюро "Лазурит", Нижни Новгород).

Като част от проекта за разработване на гигантското газово кондензатно находище Щокман беше направена оценка и беше показана възможността за създаване на ядрена подводна станция за изпомпване на природен газ по дълги подводни газопроводи на голяма дълбочина. При проектирането на нови инсталации са използвани технически решения от широка гама Руски опитпроектиране и експлоатация на атомни електроцентрали с воден реактор под налягане за ВМСи ядрени ледоразбивачи.

Атомни електроцентрали на космически корабимогат да се използват като бордови източници на енергия и/или двигатели и имат несъмнени предимства за космически ракетни кораби по време на дълги междупланетни полети, когато химически източниции/или потокът от слънчева радиация не може да осигури необходимото захранване за експедицията.

В Русия едно от основните направления в развитието на космическите атомни електроцентрали е използването на реактори с вградени в активната зона термоелектронни преобразуватели - ефективни източници на енергия за доставяне на космически кораби до геостационарни и други енергоемки орбити с помощта на електрическа задвижваща система (EPS ).

Първите полетни изпитания на космическата атомна електроцентрала „Бук” с мощност 3 kW(e) с термоелектронни преобразуватели, разработвана от 1956 г., се състояха през октомври 1970 г. (спътник „Космос-367”). До 1988 г., когато е изстрелян спътникът "Космос-1932", в космоса са изпратени 32 атомни електроцентрали "Бук".

Разработката на термоелектронната атомна електроцентрала "Топаз" с мощност 5...7 kW(e) с многоелементни канали за генериране на енергия (EGC), извършена от 1958 г., включваше (от 1970 г.) жизнени тестове в мощност на седем проби от атомни електроцентрали. Първото в света космическо изстрелване на термоелектронна атомна електроцентрала се състоя на 02.02.1987 г. като част от експерименталния космически кораб "Плазма-А" (сателит "Космос-1818", височина на орбита 810/970 km). Атомната централа е работила в автономен режим 142 дни, като е генерирала над 7 kW електроенергия. Второто изстрелване на атомната електроцентрала Топаз е извършено на 10 юли 1987 г. (сателит Космос-1867, височина на орбита 797/813 km). Тази инсталация работи в космоса 342 дни, генерирайки повече от 50 хиляди kWh електроенергия.

Значително количество изследвания, проектиране и инженерни разработки, предреакторни и реакторни тестове са извършени за решаване на проблема за създаване на ядрена ракетен двигател(NPR) на пряко действие, при което водородът, нагрят в сърцевината до температура 2500...2800 K, се разширява в апарата на дюзата, осигурявайки специфичен импулс от около 850...900 s. Наземните тестове на прототипни реактори потвърдиха техническата осъществимост на създаването на ядрени двигатели с тяга от няколко десетки (стотици) тона.

Една от най-предпочитаните схеми за използване на ядрени реактори като част от космически кораби е използването им за две цели: на етапа на изстрелване на космически кораби от ниска околоземна орбита в работна орбита, обикновено геостационарна, за захранване на задвижващата задвижваща система, и на последващ етап на предназначение - за захранване на бордовото и функционално оборудване на космически кораби в крайна орбита.

Като нетрадиционен подход за създаване на атомна електроцентрала, предназначена за работа в два режима със значително различна електрическа мощност от 100...150 kW и 20...30 kW с експлоатационен живот до 15-20 години, Ракетно-космическата корпорация "Енергия" предлага нов принципизграждане на атомни електроцентрали. Тази опция предвижда разделяне на функциите за преобразуване на топлинна енергия в електрическа енергия в транспортния режим и режима на предназначение на космическия кораб между два съответни типа преобразуватели: термоелектронен преобразувател, вграден в активната зона на реактора, който се използва за захранване електрическата система за задвижване (транспортен режим) и има кратък ресурс до 1, 5 години и се намира извън ядрото (за дългосрочно захранване на оборудването на космическия кораб). Енергията, необходима за работа (в последния случай), се доставя от топлоносител, загрят в активната зона на реактора.

Прототипът на термоелектрическия генератор на разглежданата двурежимна атомна електроцентрала може да бъде термоелектрически генератор, разработен в САЩ за инсталацията SP-100 (ядрена електроцентрала, базирана на бърз реактор с литиево охлаждане, в който силиконовият Германиев термоелектрически преобразувател е планиран като основен генератор на енергия).

Изследователски реакторни съоръжения.Според МААЕ към август 2000 г. в 60 страни по света работят 288 изследователски реактора, чиято обща топлинна мощност е 3205 MW (фиг. B.2.1). Броят на действащите изследователски реактори в основните страни по света: Русия - 63, САЩ - 55, Франция - 14, Германия - 14, Япония - 20, Канада - 9, Китай - 9, Великобритания - 3324 изследователски реактора, спрени и изведени от експлоатация поради причини за изчерпване на живота на основното технологично оборудване или завършване на планирани изследователски програми. От тях 21 реактора имат проекти и се извършват работи по извеждане от експлоатация.

Ориз. Б.2.1. Броят на изследователските реактори в света и тяхната обща топлинна мощност

Получаване на изотопни продукти.Радиоактивни и стабилни нуклиди се използват в различни устройства и инсталации, както и етикетирани съединения за научно изследване, техническа и медицинска диагностика, лечение и изследване на технологични процеси (Таблици Б.2.1 и Б.2.2).

Радионуклидите се получават чрез облъчване на специални целеви материали в ядрени реактори, както и в силнотокови ускорители на заредени частици - циклотрони и ускорители на електрони (табл. Б.2.3, Б.2.4).

Някои радионуклиди се отделят от облъчено ядрено гориво като продукти на делене. Редица краткоживеещи радионуклиди, предназначени главно за медицински цели, се получават директно в клиниките с помощта на така наречените генератори на краткоживеещи нуклиди, които са генетично свързани системи от два нуклида: дългоживеещ (майчин) и краткотраен живял (дъщеря), който може да бъде изолиран, тъй като се натрупва.

Промишлени приложения на подземни ядрени експлозии(PJV) е изследван от края на 50-те години. предимно в СССР и САЩ. Впоследствие тази дейност беше регулирана от международни споразумения като Договора за ограничаване на подземните изпитвания на ядрени оръжия (1974 г.); Договорът за подземни ядрени експлозии за мирни цели (1976 г.), както и Протоколът към последния договор (1990 г.). В съответствие с тези споразумения мощността на всяка промишлена атомна електроцентрала не трябва да надвишава 150 kt. Общата мощност на всички водени „мирни” ядрени оръжия не надвишава 3...4 Mt.

През 1957 г. в Националната лаборатория в Ливърмор. Лорънс (САЩ), по инициатива на Е. Телър и Г. Сиборг, е разработена експериментална програма „Плеуг“, в рамките на която в периода до 1973 г., когато тази програма е прекратена по технически и екологични причини, 27 ПЕТ. Бяха разгледани възможни области на практическо приложение на PNEs: разработване на нефтени шисти в държавата. Колорадо, удълбочаване на Панамския канал, изграждане на пристанища в Аляска и северозападна Австралия, изграждане на канал през провлака Кра в Тайланд и др.

От 27 ядрени експлозива извън полигона в бр. Невада имаше 4 PYV. От тях най-успешният беше експлозията през 1967 г. с цел интензифициране на производството на газ в находище в St. Ню Мексико, което допринесе за 7-кратно увеличение на налягането в сондажа. 5 ядрени бомби също бяха успешни на полигона в бр. Невада, извършвани за целите на изкопни работи (изхвърляне на почвата).

Използването на индустриални ядрени оръжия в СССР беше много по-широко разпространено. Започвайки от 15 януари 1965 г., когато беше успешно проведен експеримент в нефтеното поле Грачевское в Башкирия за интензифициране на притока на нефт и газ в производствени кладенци с помощта на PNE, 115 PNE бяха извършени до 1987 г. (от които 81 - на териториятаРусия).

Използвани са за дълбоко сеизмично сондиране на земната кора и мантия (39); интензификация на добива на нефт (20) и газ (1); изграждане на подземни резервоари за въглеводородни суровини (36); потискане на аварийни газови фонтани в полетата (5); изкоп на почва по трасето на канала във връзка с изпълнението на проекта за прехвърляне на част от потока северни рекиевропейската част на Русия на юг (1 троен PJV); изграждане на язовири (2) и резервоари (9); раздробяване на рудни находища (3); обезвреждане на биологично опасни производствени отпадъци (2); предотвратяване на газови емисии във въглищна мина (1).