96532

Атомная энергетика

Реферат

Энергетика

Реакторы на тепловых быстрых и промежуточных нейтронах. Вообще говоря это не мало но нужно учесть что в получивших ныне широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах практически лишь очень небольшая часть урана около 1 может быть использована для выработки энергии.

Русский

2015-10-07

356.5 KB

6 чел.

РЕФЕРАТ

по теме:

«Атомная энергетика»


Содержание

Введение………………………………………………………………….3

  1.  Краткая история овладения атомной энергией……………………..4
  2.  Особенности атомной энергетики…………………………………...4
  3.  Ресурсы атомной энергетики………………………………………...5
  4.  Атомная энергия………………………………………………….......9
    1.  Понятие об атомной энергии……………………………….......9
    2.  Цепная ядерная реакция………………………………………..10
      1.  Условия для управления цепной реакцией…………….10
      2.  Критические размеры системы, в которой осуществляется цепная реакция……………………………………………………….12
  5.  Атомные электростанции……………………………………………14
    1.  Ядерные реакторы………………………………………………14
      1.  Реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах……………………………………………………………………..15
      2.  Реакторы, охлаждаемые водой под давлением…….......16
      3.  Реакторы с кипящей водой………………………………18
      4.  Гомогенные реакторы (реакторы на жидком топливе)...19
      5.  Реакторы с графитовым замедлителем………………….20
    2.  Замедлители и отражатели……………………………………...21
    3.  Теплоносители…………………………………………………...23
    4.  Методы отвода тепла……………………………………………25
    5.  Удаление продуктов деления…………………………………...25
    6.  Современные АЭС и охрана окружающей среды……………..26
  6.  Перспективы атомной энергетики в будущем……………………....27

Заключение…………………………………………………………………...33

Список литературы…………………………………………………………..34

Введение

Энергетика – важнейшая отрасль народного хозяйства, охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства.

В мире идёт процесс индустриализации, требующий дополнительного расхода природных энергоносителей. С ростом населения увеличиваются энергозатраты.

В настоящее время многие природные легкодоступные ресурсы планеты исчерпываются. Добывать сырьё приходится на большой глубине или на морских шельфах. Ограниченные мировые запасы нефти и газа, казалось бы, ставят человечество перед перспективой энергетического кризиса.

Опыт прошлого свидетельствует, что проходит не менее 80 лет, прежде чем одни основные источники энергии заменяются другими - дерево заменил уголь, уголь - нефть, нефть - газ, химические виды топлива заменила атомная энергетика. Атомная энергетика – это отрасль энергетики, использующая ядерную (атомную) энергию в целях электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая и использующая на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основу ядерной энергетики составляют атомные электростанции (АЭС).

Генератором энергии на АЭС является атомный реактор. Тепло, которое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер некоторых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС) преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органическом топливе, АЭС работает на ядерном топливе (в основном 233U, 235U, 239Pu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 кВт·ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2 800 кг условного топлива. Мировые энергетические ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органического топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе.

Целью работы является исследование целесообразности использования атомной энергетики. Также ставятся задачи разобраться в процессах получения энергии, источником которой служат процессы, происходящие внутри атомов и между ними; с какими проблемами сталкиваются в атомной промышленности.

1. Краткая история овладения атомной энергией

История овладения атомной энергией – от первых опытных экспериментов – насчитывает около 60 лет, когда в 1939г. была открыта реакция деления урана. В 30-е годы нашего столетия известный ученый И.В. Курчатов обосновывал необходимость развития научно-практических работ в области атомной техники в интересах народного хозяйства страны. В 1946 г. в России был сооружен и запущен первый на Европейско-Азиатском континенте ядерный реактор. Создается уранодобывающая промышленность. Организовано производство ядерного горючего урана-235 и плутония-239, налажен выпуск радиоактивных изотопов. В 1954 г. начала работать первая в мире атомная станция в г. Обнинске, а через 3 года на океанские просторы вышло первое в мире атомное судно ледокол «Ленин». Начиная с 1970 г. во многих странах мира осуществляются масштабные программы развития ядерной энергетики. В настоящее время сотни ядерных реакторов работают по всему миру.

2. Особенности атомной энергетики

Энергия – это основа основ. Все блага цивилизации, все материальные сферы деятельности человека - от стирки белья до исследования Луны и Марса – требуют расхода энергии. И чем дальше, тем больше. На сегодняшний день энергия атома широко используется во многих отраслях экономики. Строятся мощные подводные лодки и надводные корабли с ядерными энергетическими установками. С помощью мирного атома осуществляется поиск полезных ископаемых. Массовое применение в биологии, сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные изотопы. В России имеется 9 атомных электростанций (АЭС).

Положительное значение атомных электростанций в энергобалансе очевидно. Гидроэнергетика для своей работы требует создание крупных водохранилищ, под которыми затапливаются большие площади плодородных земель по берегам рек. Вода в них застаивается и теряет свое качество, что в свою очередь обостряет проблемы водоснабжения, рыбного хозяйства и индустрии досуга. Теплоэнергетические станции в наибольшей степени способствуют разрушению биосферы и природной среды Земли. Они уже истребили многие десятки тонн органического топлива. Для его добычи из сельского хозяйства и других сфер изымаются огромные земельные площади. В местах открытой добычи угля образуются «лунные ландшафты». А повышенное содержание золы в топливе является основной причиной выброса в воздух десятков миллионов тонн. Все тепловые энергетические установки мира выбрасывают в атмосферу за год до 250 млн. т золы и около 60 млн. т сернистого ангидрида. Техника атомных электростанций, бесспорно, является крупным достижением НТП. В случае безаварийной работы атомные электростанции не производят практически никакого загрязнения окружающей среды, кроме теплового. Правда в результате работы АЭС (и предприятий атомного топливного цикла) образуются радиоактивные отходы, представляющие потенциальную опасность. Однако объем радиоактивных отходов очень мал, они весьма компактны, и их можно хранить в условиях, гарантирующих отсутствие утечки наружу. Кроме того АЭС экономичнее обычных тепловых электростанций, а, самое главное, при правильной их эксплуатации это чистые источники энергии. Вместе с тем, развивая ядерную энергетику в интересах экономики, нельзя забывать о безопасности и здоровье людей, так как ошибки могут привести к катастрофическим последствиям. Всего с момента начала эксплуатации атомных станций в 14 странах мира произошло более 150 инцидентов и аварий различной степени сложности. Наиболее характерные из них: в 1957 г. в Уиндскейле (Англия), в 1959 г. в Санта-Сюзанне (США), в 1961 г. в Айдахо-Фолсе (США), в 1979 г. на АЭС Три-Майл-Айленд (США), в 1986 г. на Чернобыльской АЭС (СССР).

3. Ресурсы атомной энергетики

Естественным и немаловажным представляется вопрос о ресурсах самого ядерного топлива. Достаточны ли его запасы, чтобы обеспечить широкое развитие ядерной энергетики? По оценочным данным, на всем земном шаре в месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько миллионов тонн урана. Вообще говоря, это не мало, но нужно учесть, что в получивших ныне широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах практически лишь очень небольшая часть урана (около 1%) может быть использована для выработки энергии. Поэтому оказывается, что при ориентации только на реакторы на тепловых нейтронах ядерная энергетика по соотношению ресурсов не так уж много может добавить к обычной энергетике - всего лишь около 10%. Глобального решения надвигающейся проблемы энергетического голода не получается. Совсем иная картина, иные перспективы появляются в случае применения АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используются практически весь добываемый уран. Это означает, что потенциальные ресурсы ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по сравнению с традиционной (на органическом топливе). Больше того, при полном использовании урана становится рентабельной его добыча и из очень бедных по концентрации месторождений, которых довольно много на земном шаре. А это в конечном счете означает практически неограниченное (по современным масштабам) расширение потенциальных сырьевых ресурсов ядерной энергетики.

Итак, применение реакторов на быстрых нейтронах значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Однако может возникнуть вопрос: если реакторы на быстрых нейтронах так хороши, если они существенно превосходят реакторы на тепловых нейтронах по эффективности использования урана, то почему последние вообще строятся? Почему бы с самого начала не развивать ядерную энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах? Прежде всего следует сказать, что на первом этапе развития ядерной энергетики, когда суммарная мощность АЭС была мала и U 235 хватало, вопрос о воспроизводстве не стоял так остро. Поэтому основное преимущество реакторов на быстрых нейтронах - большой коэффициент воспроизводства - еще не являлся решающим. В то же время вначале реакторы на быстрых нейтронах оказались еще не готовыми к внедрению. Дело в том, что при своей кажущейся относительной простоте (отсутствие замедлителя) они технически более сложны, чем реакторы на тепловых нейтронах. Для их создания необходимо было решить ряд новых серьезных задач, что, естественно, требовало соответствующего времени. Эти задачи связаны в основном с особенностями использования ядерного топлива, которые, как и способность к воспроизводству, по-разному проявляются в реакторах различного типа. Однако в отличие от последней эти особенности сказываются более благоприятно в реакторах на тепловых нейтронах.

Первая из этих особенностей заключается в том, что ядерное топливо не может быть израсходовано в реакторе полностью, как расходуется обычное химическое топливо. Последнее, как правило, сжигается в топке до конца. Возможность протекания химической реакции практически не зависит от количества вступающего в реакцию вещества. Ядерная же цепная реакция не может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного значения, называемого критической массой. Уран (плутоний) в количестве, составляющем критическую массу, не является топливом в собственном смысле этого слова. Он на время как бы превращается в некоторое инертное вещество наподобие железа или других конструкционных материалов, находящихся в реакторе. Выгорать может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Таким образом, ядерное топливо в количестве, равном критической массе, служит своеобразным катализатором процесса, обеспечивает возможность протекания реакции, не участвуя в ней. Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В тепловыделяющихся элементах, загружаемых в реактор, с самого начала помещается топливо как для создания критической массы, так и для выгорания. Значение критической массы неодинаково для различных реакторов и в общем случае относительно велико. Так, для серийного отечественного энергетического блока с реактором на тепловых нейтронах ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор мощностью 440 МВт) критическая масса U 235 составляет 700 кг. Это соответствует количеству угля около 2 млн. тонн. Иными словами, применительно к электростанции на угле той же мощности это как бы означает обязательное наличие при ней такого довольно значительного неприкосновенного запаса угля. Ни один кг из этого запаса не расходуется и не может быть израсходован, однако без него электростанция работать не может. Наличие такого крупного количества "замороженного" топлива, хотя и сказывается отрицательно на экономических показателях, но в силу реально сложившегося соотношения затрат для реакторов на тепловых нейтронах оказывается не слишком обременительным. В случае же реакторов на быстрых нейтронах с этим приходится считаться более серьезно. Реакторы на быстрых нейтронах обладают существенно большей критической массой, чем реакторы на тепловых нейтронах (при заданных размерах реактора). Это объясняется тем, что быстрые нейтроны при взаимодействии со средой оказываются как бы более "инертными", чем тепловые. В частности, вероятность вызвать деление атома топлива (на единицы длины пути) для них значительно (в сотни раз) меньше, чем для тепловых. Для того чтобы быстрые нейтроны не вылетали без взаимодействия за пределы реактора и не терялись, их "инертность" необходимо компенсировать увеличением количества закладываемого топлива с соответствующим возрастанием критической массы. Чтобы реакторы на быстрых нейтронах не проигрывали по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах, нужно повышать мощность, развиваемую при заданных размерах реактора. Тогда количество "замороженного" топлива на единицу мощности будет соответственно уменьшаться. Достижение высокой плотности тепловыделения в реакторе на быстрых нейтронах и явилось главной инженерной задачей. Заметим, что сама по себе мощность непосредственно не связана с количеством топлива, находящегося в реакторе. Если это количество превышает критическую массу, то в нем за счет созданной нестационарности цепной реакции можно развить любую требуемую мощность. Все дело в том, чтобы обеспечить достаточно интенсивный теплоотвод из реактора. Речь идет именно о повышении плотности тепловыделения, ибо увеличение, например, размеров реактора, способствующее увеличению теплоотвода, неизбежно влечет за собой и увеличение критической массы, т.е. не решает задачи. Положение осложняется тем, что для теплоотвода из реактора на быстрых нейтронах такой привычный и хорошо освоенный теплоноситель, как обычная вода, не подходит по своим ядерным свойствам. Она, как известно, замедляет нейтроны и, следовательно, понижает коэффициент воспроизводства. Газовые теплоносители (гелий и другие) обладают в данном случае приемлемыми ядерными параметрами. Однако требования интенсивного теплоотвода приводят к необходимости использовать газ при высоких давлениях (примерно 150 ат, или Па), что вызывает свои технические трудности. В качестве теплоносителя для теплоотвода из реакторов на быстрых нейтронах был выбран обладающий прекрасными теплофизическими и ядерно-физическими свойствами расплавленный натрий. Он позволил решить поставленную задачу достижения высокой плотности тепловыделения. Следует указать, что в свое время выбор "экзотического" натрия казался очень смелым решением. Не было никакого не только промышленного, но и лабораторного опыта его использования в качестве теплоносителя. Вызывала опасения высокая химическая активность натрия при взаимодействие с водой, а также с кислородом воздуха, которая, как представлялось, могла весьма неблагоприятно проявиться в аварийных ситуациях. Потребовалось проведение большого комплекса научно-технических исследований и разработок, сооружение стендов и специальных экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах, для того, чтобы убедиться в хороших технологических и эксплутационных свойствах натриевого теплоносителя. Как было при этом показано, необходимая высокая степень безопасности обеспечивается следующими мерами: во-первых, тщательностью изготовления и контроля качества всего оборудования, соприкасающегося с натрием; во-вторых, созданием дополнительных страховочных кожухов на случай аварийной протечки натрия; в-третьих, использованием чувствительных индикаторов течи, позволяющих достаточно быстро регистрировать начало аварии и принимать меры к ее ограничению и ликвидации. Кроме обязательного существования критической массы есть еще одна характерная особенность использования ядерного топлива, связанная с теми физическими условиями, в которых оно находится в реакторе. Под действием интенсивного ядерного излучения, высокой температуры и, в особенности, в результате накопления продуктов деления происходит постепенное ухудшение физико-математических, а также ядерно-физических свойств топливной композиции (смеси топлива и сырья). Топливо, образующее критическую массу, становится непригодным для дальнейшего использования. Его приходится периодически извлекать из реактора и заменять свежим. Извлеченное топливо для восстановления первоначальных свойств должно подвергаться регенерации. В общем случае – это трудоемкий, длительный и дорогой процесс. Для реакторов на тепловых нейтронах содержание топлива в топливной композиции относительно небольшое – всего несколько процентов. Для реакторов на быстрых нейтронах соответствующая концентрация топлива значительно выше. Частично это связано с уже отмеченной необходимостью увеличивать вообще количество топлива в реакторе на быстрых нейтронах для создания критической массы в заданном объеме. Главное же заключается в том, что отношение вероятностей вызвать деление атома топлива или быть захваченным в атоме сырья различно для разных нейтронов. Для быстрых нейтронов оно в несколько раз меньше, чем для тепловых, и, следовательно, содержание топлива в топливной композиции реакторов на быстрых нейтронах должно быть соответственно больше. Иначе слишком много нейтронов будет поглощаться атомами сырья и стационарная цепная реакция деления в топливе окажется невозможной. Причем при одинаковом накоплении продуктов деления в реакторе на быстрых нейтронах выгорит в несколько раз меньшая доля заложенного топлива, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это приведет соответственно к необходимости увеличить регенерацию ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. В экономическом отношении это даст заметный проигрыш.

Но кроме совершенствования самого реактора перед учеными все время встают вопросы о совершенствовании системы безопасности на АЭС, а также изучение возможных способов переработки радиоактивных отходов, преобразования их в безопасные вещества. Речь идет о методах превращения стронция и цезия, имеющих большой период полураспада, в безвредные элементы путем бомбардировки их нейтронами или химическими способами. Теоретически это возможно, но в настоящий момент времени при современной технологии экономически нецелесообразно. Хотя может быть уже в ближайшем будущем будут получены реальные результаты этих исследований, в результате которых атомной энергии станет не только самым дешевым видом энергии, но и действительно экологически чистым.

4. Атомная энергия

4.1 Понятие об атомной энергии

Атомная энергия – это внутренняя энергия атомного ядра, выделяющаяся при ядерных реакциях. Энергия, которую необходимо затратить для расщепления ядра на составляющие его нуклоны (нуклоны – это частицы ядра атома – протоны и нейтроны), называется энергией связи ядра Есв. Следовательно, энергия связи – это максимальная атомная (ядерная) энергия. Энергия связи рассчитанная на один нуклон, называется удельной энергией связи Есв/А (А - массовое число). Энергия связи складывается из энергии притяжения нуклонов друг к другу под действием ядерных сил и энергии взаимного отталкивания протонов под действием электростатических сил. Каждый нуклон сильно взаимодействует лишь с небольшим числом соседних. Поэтому уже начиная с 4Не удельная энергия связи слабо растёт с увеличением массового числа. Максимум достигается в области Fe (А = 56), после чего идёт спад. Такой ход зависимости объясняется тем, что часть нуклонов находится на периферии ядра и для них притяжение к остальным нуклонам является более слабым. В лёгких ядрах число таких нуклонов относительно велико. В результате уменьшения роли периферийных нуклонов с увеличением массового числа значение удельной энергии связи растёт. В тяжёлых ядрах удельная энергия связи с ростом массового числа убывает, так как энергия притяжения растёт с увеличением массового числа линейно, а энергия электростатического отталкивания протонов растёт пропорционально квадрату числа протонов Z2. Таким образом, экзотермическими являются реакции ядерного синтеза (образование лёгких ядер из легчайших), реакции расщепления тяжёлых ядер (деление ядер на более мелкие осколки) и спонтанный α-распад. При так называемых магических значениях Z и N (число нейтронов в ядре) зависимость удельной энергии связи от массового числа имеет небольшие максимумы, связанные с наличием в ядре замкнутых оболочек.

Из-за электростатического отталкивания протонов реакции ядерного синтеза могут развиваться, если кинетическая энергия ядер велика, т.е. при высоких температурах среды. В земных условиях осуществлены две термоядерные реакции: слияние двух дейтронов, сопровождающиеся выделением энергии 1 Мэв/нуклон, и синтез дейтрона и тритона, при котором выделяется 3,5 Мэв/нуклон.

Например, в реакции деления урана-235 под действием нейтронов выделяется около 214 Мэв в одном акте деления (для изотопов плутония на 4-5% больше). Из них около 12 Мэв уносит в мировое пространство нейтрино. Таким образом, реально выделяющаяся ядерная энергия составляет 0,85 Мэв/нуклон. Это в 2·106 раз превосходит энергию, выделяющуюся при сгорании 1 кг нефти. Пока в качестве промышленного источника ядерной энергии используются только реакции деления ядер.

4.2. Цепная ядерная реакция

Если каждый из нейтронов деления взаимодействует с соседними ядрами делящегося вещества и в свою очередь вызывает в них реакцию деления, то происходит лавинообразное нарастание числа актов деления. Такая реакция деления называется цепной реакцией.

Необходимым условием для осуществления цепной реакции является наличие достаточно большого количества урана, так как в образцах малых размеров большинство нейтронов пролетает сквозь образец, не попав ни в одно ядро. Минимальная масса урана, достаточная для осуществления цепной реакции, называется критической массой.

4.2.1. Условия для управления цепной реакцией

Для поддержания цепной реакции нет необходимости, чтобы каждый нейтрон, полученный при делении, мог вызвать другое деление. Минимальное условие состоит лишь в том, чтобы при делении каждого ядра производился в среднем, по крайней мере, один нейтрон, вызывающий деление другого ядра. Это условие удобно выразить, вводя коэффициент размножения, или коэффициент воспроизводства системы, определяемый как отношение числа нейтронов какого-либо одного поколения к числу нейтронов в поколении, непосредственно ему предшествовавшем. Если коэффициент размножения k равен единице или немного больше, то цепная реакция возможна; если же k хотя бы немного меньше единицы, то цепная реакция поддерживаться не сможет. Предположим, например, что первое поколение содержит 100 нейтронов; если коэффициент размножения равен единице, то к началу второго поколения будет 100 нейтронов, к началу третьего – 100 и т.д. Однажды начавшись, реакция будет продолжаться с той же скоростью, что и вначале.

Если k больше единицы, например равно 1,05, то, начав со 100 нейтронов, можно получить к началу n-го поколения - 100·(1,05)n-1 нейтронов. Это означает, что, например, при n = 100 в сотом поколении будет 13 000 нейтронов. Таким образом, нескольких нейтронов может быть достаточно для начала быстро растущей цепной реакции. Чтобы такая система не вышла из-под контроля, необходимо ввести в неё поглотитель нейтронов. С другой стороны, если коэффициент размножения меньше единицы и равен, например, 0,95, то число нейтронов к следующему поколению уменьшится от 100 до 95, к третьему поколению - 95·0,95 и т.д. К началу сотого поколения в системе останется не более одного нейтрона, способного вызвать деление. Поэтому очевидно, что цепная реакция при таких условиях протекать не может.

Значение коэффициента размножения любой системы, состоящей из урана и замедлителя, зависит от того, в какой мере нейтроны участвуют в следующих основных процессах:

  1.  полная потеря нейтронов за счёт их вылета из системы,
  2.  захват без деления как результат реакции радиационного захвата с ураном-238,
  3.  захват без деления, часто называемый паразитическим захватом, т.е. захват замедлителем и различными посторонними веществами, такими, как примеси в уране и замедлителе, а также продуктами деления,
  4.  захват с делением на медленных нейтронах ураном-235 или на быстрых нейтронах как ураном-238, так и ураном-235.

Во всех четырёх процессах нейтроны удаляются из системы, но в четвёртом процессе, а именно в реакции деления, взамен исчезнувших появляются новые нейтроны. Следовательно, если число нейтронов, полученных в последнем процессе, превосходит общее число нейтронов, потерянных вследствие вылета из системы и захвата как с делением, так и без него, то в каждом поколении будет получаться добавочное число нейтронов. При этом коэффициент размножения превысит единицу, и цепная реакция будет возможна по крайней мере в принципе.

В перечисленных процессах, последние три зависят от состава системы, в которой идёт цепная реакция, т.е. от природы имеющихся в ней материалов, их относительных количеств и расположения. На первый процесс, часто называемый утечкой нейтронов, влияет геометрия, т.е. размеры и форма системы.

Чтобы цепная реакция, раз начавшись, сама себя поддерживала, необходимо, чтобы коэффициент, характеризующий вероятность избежать резонансного захвата (р) и коэффициент использования тепловых нейтронов (f) были возможно больше, хотя они, конечно, всегда больше единицы. К сожалению изменения относительных количеств урана и замедлителя, в результате которых увеличивается один из этих коэффициентов, приводят к уменьшению другого. Если система будет содержать большое по сравнению с ураном количество замедлителя, то вероятность избежать резонансного захвата р увеличится, так как будет более вероятно, что нейтроны достигнут тепловой области, не испытав резонансного захвата ураном-238. В то же время уменьшение количества урана, а значит, и уменьшение числа ядер урана-235, означает, что коэффициент использования тепловых нейтронов f уменьшится. Подобным же образом легко установить, что при уменьшении количества замедлителя по отношению к урану величина р также уменьшится, но одновременно увеличится f. Поэтому на практике для поддержания цепной реакции необходимо найти такой состав системы, который даёт минимум произведения рf.

Одним, довольно очевидным способом, с помощью которого можно преодолеть трудность, связанную с взаимно противоположными изменениями величин р и f, является использование «обогащённого» урана, т.е. урана, содержащего в большом количестве изотоп с массовым числом 235. При данном количестве замедлителя это увеличит как р, так и f, поскольку вероятность избежать резонансного захвата ураном-238 и вероятность теплового деления урана-235 увеличатся. Следовательно, путём применения обогащённого урана можно уменьшить количество замедлителя и тем не менее иметь возможность управлять цепной реакцией.

4.2.2. Критические размеры системы, в которой осуществляется цепная реакция

Для поддержания цепной реакции необходимо, чтобы эффективный коэффициент размножения k был по крайней мере равен единице. Отношение числа нейтронов, потерянных вследствие утечки, к числу нейтронов, вызывающих деление, может быть уменьшено путём увеличения размеров системы. В то время как деление ядер происходит внутри решётки с ураном и замедлителем во всём её объёме, утечка нейтронов происходит только из её наружного слоя. Поэтому число потерянных вследствие утечки нейтронов зависит от площади внешней поверхности, тогда как число нейтронов, освобождающихся при делении, определяется объёмом системы. Следовательно, чтобы свести к минимуму потерю нейтронов вследствие утечки, необходимо уменьшить отношение поверхности к объёму; это может быть сделано путём использования систем возможно большего объёма, имеющих форму сферы.

Критические размеры системы, содержащей делящийся материал, определяются как размеры, при которых число нейтронов, потерянных вследствие захвата и утечки, точно уравновешивается числом нейтронов, полученных в процессе деления. Критические размеры не являются постоянной величиной, а зависят от изотопического состава урана, относительного количества замедлителя, формы и расположения материалов и присутствия различных веществ, обусловливающих паразитический захват нейтронов. Если размеры системы меньше критических (подкритические размеры), то нейтроны теряются с большой скоростью, чем пополняются при делении, так что самоподдерживающаяся цепная реакция неосуществима. Поэтому для поддержания цепной реакции существенно, чтобы размеры решётки с ураном и замедлителем были равны критической величине или превосходили её (в последнем случае говорят, что она имеет надкритические размеры). Попытки вычислить критические размеры системы, в которой должна идти цепная реакция, были сделаны в 1939 г. Перреном во Франции и Флюгге в Германии, но результаты оказались малоценными – частично вследствие того, что в то время не были ясно поняты некоторые особенности процессов деления, и частично вследствие недостатка необходимых данных, относящихся к поперечным сечениям и другим ядерным константам. Согласно отчёту Смита, «в 1940 г. в принципе было возможно вычислить критические размеры, но на практике неопределённость значений необходимых констант была настолько велика, что различные оценки сильно отличались друг от друга». Поэтому для получения данных, при помощи которых было бы возможно получить надёжные результаты вычислений, была предпринята дополнительная серия исследований.

К середине 1941 г. было накоплено достаточное количество сведений, позволивших провести необходимые экспериментальные измерения при малых размерах урано-графитовой решётки, составляющих от 1/5 до 1/4 критических. Было ясно, что в такой системе цепная реакция поддерживаться не будет, но результаты измерений дали бы возможность вычислить, основываясь на теории диффузии, чему равен коэффициент размножения решётки такого же типа с бесконечными размерами. Зная k, можно было бы оценить вероятность того, что нейтрон избежит утечки, а отсюда вычислить критические размеры при заданной форме.

В добавлении к упомянутым выше факторам, влияющим на критические размеры, предполагалось, что потерю нейтронов можно свести к минимуму, а следовательно, и уменьшить критические размеры системы, окружая последнюю отражателем нейтронов. Любое вещество, пригодное как замедлитель, например углерод и бериллий (или окись бериллия), может быть использовано в качестве отражателя, так как оно может без сколько-нибудь заметного поглощения замедлять быстрые нейтроны, которые в противном случае покинули бы систему. Многие из замедлившихся нейтронов вместе с медленными нейтронами, вышедшими из той части системы, в которой осуществляется цепная реакция (так называемой активной зоны), рассеиваются назад при столкновениях с ядрами материала отражателя.

Первая экспериментальная система с урано-графитовой решёткой была построена в июле 1941 г. в Колумбийском университете под руководством Ферми. Она представляла собой графитовый куб с ребром длиной 2,5 м, содержащий около 7 т окиси урана, заключённой в железные сосуды, которые были размещены в кубе на равных расстояниях друг от друга. Почти у самого дна урано-графитовой решётки был помещён радиево-бериллиевый источник нейтронов; в различных точках этой системы проводились измерения числа нейтронов. При помощи данных, полученных таким способом, был вычислен коэффициент размножения бесконечной среды.

Результаты, полученные с первой решёткой, не были опубликованы. Вторая решётка подобного типа, но более крупных размеров, установленная в Колумбийском университете в сентябре 1941 г., дала для коэффициента размножения бесконечной среды значение 0,87. Так как окись урана содержала от 2 до 5% примесей, в том числе бор, имеющий большое сечение захвата как медленных, так и умеренно быстрых нейтронов, этот результат не был окончательным. Дальнейшие попытки были направлены на получение более чистых материалов, и к маю 1942 г. была получена окись урана, в которой примеси составляли менее 1%. Это дало для коэффициента размножения бесконечной среды с графитовым замедлителем значение 0,98.

5. Атомные электростанции

5.1. Ядерные реакторы

Реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция деления. В соответствии с типом цепной реакции различают реакторы на медленных, промежуточных и быстрых нейтронах.

Рис 1. Схематическое изображение

ядерного реактора, производящего
электрическую энергию.

1 – регулирующие стержни, 2 – отражатель, 3 – активная зона (топливо и замедлитель), 4 – теплоноситель (или топливный раствор), 5 – пар, 6 – турбина, 7 – генератор, 8 – конденсор, 9 – вода, 10 – теплообменник (кипятильник), 11 – защитник.

Составными частями любого реактора являются:

  1.  активная зона, обычно окружённая отражателем;
  2.  теплоноситель;
  3.  система регулирования;
  4.  другие конструктивные элементы;
  5.  пульт дистанционного управления.

При работе реактора происходят следующие процессы:

  1.  выделение тепла за счёт экзотермичности реакции деления;
  2.  выгорание и воспроизводство горючего;
  3.  отравление активной зоны осколками деления, которые сильно радиоактивны и могут интенсивно поглощать нейтроны;
  4.  отравление защиты и конструктивных материалов нейтронами, что ведёт как к вторичной радиоактивности, так и к изменению физико-химических свойств.

Основной характеристикой реактора является его мощность – количество тепловой энергии, выделяющейся в единицу времени. Мощность реактора измеряется в мегаваттах (106 Вт). Мощность в 1МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в секунду. Имеется большое количество разных видов реакторов.

По своему назначению реакторы можно разделить на энергетические, экспериментальные, исследовательские, а также производящие новые делящиеся элементы и радиоактивные изотопы. Каждый конкретный реактор характеризуется:

  1.  типом горючего;
  2.  замедлителем;
  3.  структурой активной зоны;
  4.  теплоносителем;
  5.  назначением;
  6.  типом режима (непрерывный или импульсивный);
  7.  конструктивными особенностями.

5.1.1. Реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах

В зависимости от области, в которой лежит энергия нейтронов, вызывающих большинство делений, различают реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах.

В реакторе на тепловых нейтронах большинство делений происходит вследствие поглощения медленных нейтронов. Чтобы замедлить быстрые нейтроны, выделяющиеся при делении, активная зона реактора должна содержать достаточное количество замедляющего вещества. Эти реакторы обладают большим преимуществом в том отношении, что их размеры могут сильно различаться в зависимости от природы и свойств ядерного топлива (содержащего делящееся вещество) и особенно замедлителя. Например, если в качестве топлива используется природный уран, а в качестве замедлителя – графит, реактор будет иметь поперечные размеры около 6 м. Другой крайний случай представляет реактор, в котором топливом служит вещество с высокой концентрацией (до 90%) урана-235, а замедлителем – обыкновенная вода; линейные размеры такого реактора на тепловых нейтронах могут быть не более нескольких десятков сантиметров. Главным недостатком реактора на тепловых нейтронах является потеря нейтронов вследствие паразитического захвата их различными материалами, из которых построен реактор, а также продуктами деления. Поэтому выбор таких материалов определяется в основном значениями сечений захвата нейтронов.

В реакторе на быстрых нейтронах большинство делений происходит при взаимодействии делящегося материала с нейтронами высоких энергий, т.е. с нейтронами, относительно мало замедлившимися и обладающими почти такой же энергией, какую они имели сразу после деления. Следовательно, в этом случае необходимо избегать присутствия любого вещества с низким массовым числом, которое может замедлить нейтроны. Так как сечение поглощения быстрых нейтронов обычно мало, захват нейтронов в реакторах на быстрых нейтронах представляет меньшую опасность. Возможность для выбора материалов здесь значительно шире, чем в реакторах на тепловых нейтронах. С другой стороны, возникают некоторые ограничения в выборе топливных материалов. При подходящем выборе замедлителя и т.д. реактор на тепловых нейтронах может работать на любом топливе – от природного урана до обогащённого урана и плутония. Для реактора же на быстрых нейтронах необходимо обогащённое топливо, содержащее не менее 25% делящегося вещества, такого как уран-233, уран-235 или плутоний-239.

Недостатком реактора на быстрых нейтронах является то, что для достижения критического состояния необходимо большое количество делящегося вещества. Однако в силу отсутствия замедлителя критические размеры могут быть невелики – диаметр порядка 30 см или даже меньше; поэтому отвод тепла при высокой рабочей мощности затруднителен. Важным свойством некоторых реакторов на быстрых нейтронах является их способность «размножать» делящийся материал, в частности плутоний-239. Это в основном и является причиной, почему такие реакторы представляют интерес.

На первый взгляд может показаться, что реактором на быстрых нейтронах трудно управлять, поскольку он похож на атомную бомбу в том отношении, что деление ядер в обоих случаях происходит в основном за счёт быстрых нейтронов. Однако это не так. До тех пор пока эффективный коэффициент размножения поддерживается ниже его мгновенно-критического значения при существующих условиях, управление работой реактора на быстрых нейтронах не сложнее управления реактором на тепловых нейтронах. При конструировании атомной бомбы стремятся к тому, чтобы коэффициент размножения был возможно больше; поэтому в ней плотность нейтронов и выделения тепла растут с огромной быстротой.

Реактор на промежуточных нейтронах представляет собой реактор, в котором деления вызываются главным образом нейтронами, замедленными до энергий, лежащих в широкой области между энергиями тепловых и быстрых нейтронов. В этом случае замедление необходимо, но в меньшей степени, чем в реакторе на тепловых нейтронах. В известном смысле реактор на промежуточных нейтронах является компромиссом между реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Паразитный захват нейтронов в нём меньше, чем в реакторе на тепловых нейтронах, а количество ядерного топлива меньше, чем в реакторе на быстрых нейтронах, хотя общие размеры его активной зоны больше. Реактор на промежуточных нейтронах также позволяет размножать плутоний-239, но не так эффективно, как реактор на быстрых нейтронах. Однако, системы такого типа не представляют большого интереса.

5.1.2. Реакторы, охлаждаемые водой под давлением

Один из типов энергетических реакторов, которому в Соединенных Штатах было уделено много внимания, известен как реактор, охлаждаемый водой под давлением; в нем в качестве замедлителя-теплоносителя применяется вода, находящаяся под давлением 140кг/см2. Тепловыделяющие элементы имеют вид стержней или пластин из обогащенного урана (или его двуокиси), покрытых коррозионностойким сплавом циркония или нержавеющей сталью. Температура поверхности тепловыделяющих элементов может достигать 315°С. Вода под давлением циркулирует через активную зону реактора, от которой отводится тепло, а затем через внешний теплообменник, в котором образуется пар. Довольно типичными условиями для образования пара являются температура 255°С и давление 40 кг/см2.

Охлаждение водой под высоким давлением было впервые использовано в первом из ядерных реакторов, в котором производилось заметное количество электрической энергии, вступившем в действие 31 мая 1953 г. Этот реактор «Марк I» являлся прототипом реактора, который был позднее установлен на подводной лодке «Наутилус», спущенной на воду в январе 1955 г. Топливо, первоначально загруженное в ядерный энергетический реактор подводной лодки, не пополнялось более двух лет; за это время судно прошло около 60 000 морских миль. Количество топлива, которое потребовалось бы для подводной лодки с дизельным двигателем, оценивается примерно в 3 000 т нефти. Использованное количество ядерного топлива по размерам «не больше мяча».

Вследствие жёстких требований к размерам установки топливо реактора для подводной лодки сильно обогащено ураном-235. В этом случае с водой в качестве замедлителя можно сконструировать активную зону небольшого размера. Аналогичное рассуждение применимо к очень компактному малогабаритному энергетическому реактору, который также является реактором, охлаждаемым водой под давлением. Он предназначен для того, чтобы служить источником энергии на отдаленных военных базах, и сконструирован так, что его составные части можно транспортировать по воздуху.

Там, где не нужно стремиться к экономии пространства, например в крупных электроэнергетических установках, может быть использовано слабо обогащенное топливо. Преимуществами этой системы по сравнению с системами на высокообогащенном топливе являются более низкая стоимость топлива, частичное воспроизводство делящегося материала путем превращения урана-238 в плутоний-239 и лучшие условия для отвода тепла благодаря увеличению размеров активной зоны.

Первая крупная ядерная энергетическая установка США в Шиппинг-порте (штат Пенсильвания), называемая реактором, охлаждаемым водой под давлением (PWR), основана на системе только что описанного типа. Применяются два вида тепловыделяющих элементов: стержни из природного урана (в виде двуокиси) и высокообогащенный уран, сплавленный с цирконием, в форме пластин, покрытых коррозионностойким циркониевым сплавом. Среднее содержание урана-235 в топливе составляет около 1,2%. Температура и давление пара аналогичны тем, которые указаны в начале этого параграфа. Реактор рассчитан на тепловую мощность 260 МВт. При этом минимальная производительность установки для получения электрической энергии равна 60 МВт. При некотором усовершенствовании активной зоны это значение возрастёт, по всей вероятности, до 100 МВт.

Вследствие того, что работа реактора, охлаждаемого водой под давлением, установленного на подводной лодке «Наутилус», и его прототипа («Марк I») оказалась столь успешной, строятся и проектируются другие реакторы такого типа с различной степенью обогащения топлива ураном-235; они предназначаются для использования в качестве стационарных атомных электростанций, а также в качестве двигателей кораблей и подводных лодок. Поскольку температура воды, находящейся под давлением, не очень высока по сравнению с современными паровыми установками, желателен некоторый перегрев. Поэтому в некоторых ядерных энергетических установках пар дополнительно перегревается в угольной пли нефтяной топке, что улучшает эффективность работы турбины.

Если в качестве замедлителя-теплоносителя используется находящаяся под давлением тяжелая вода, то в качестве топлива можно применять природный металлический уран или уран в виде двуокиси. Энергетические реакторы, основанные на применении этих элементов, предпочитают строить в Канаде, а также в Норвегии, где имеются доступные запасы необходимых материалов. Изучение реакторов такого типа производится и в Соединенных Штатах. Однако в этой стране, где нет безотлагательной нужды в новых источниках энергии, понимают, что в реакторах будущего в качестве основного делящегося вещества должен применяться плутоний-239, получаемый в реакторах-размножителях. Следовательно, использование природного урана в качестве ядерного топлива может представлять лишь относительно непродолжительный интерес.

5.1.3. Реакторы с кипящей водой

Хорошо известно, что кипящая вода значительно эффективнее отводит тепло, чем вода в некипящем состоянии. В течение нескольких лет казалось, что образование пузырьков пара в реакторе приведёт к опасной нестабильности его работы, но затем в 1953 г. в нескольких экспериментах, выполненных в Арко (штат Айдахо), было показано, что в сконструированной соответствующим образом активной зоне реактора кипение воды совершенно безопасно. В июне 1955 г. пар, образованный в таком реакторе с кипящей водой (кипящем реакторе), был впервые использован для выработки электрической энергии. Чтобы определить, к каким повреждениям может привести какой-либо непредвиденный случай, в июле 1954 г. реактор этого типа был преднамеренно выведен из-под контроля путем очень быстрого увеличения мощности. Как и ожидалось, реактор был разрушен, но без катастрофических последствий.

Кипящий реактор, в котором вода, служащая замедлителем-теплоносителем, кипит непосредственно внутри активной зоны реактора, имеет много преимуществ. Во-первых, отсутствие внешнего теплообменника приводит к значительному уменьшению капитальных затрат. Далее, давление внутри реактора не должно быть намного больше требуемого давления пара. В реакторе с охлаждением водой под давлением давление, необходимое для того, чтобы вода не кипела, гораздо больше, что вынуждает пользоваться более прочными и дорогостоящими материалами.

Рассматривался вариант кипящего реактора с природным ураном в качестве топлива и тяжелой водой в качестве кипящего замедлителя-теплоносителя. Если потеря тяжёлой воды вследствие утечки и т. д. остаётся на низком уровне, то реактор такой конструкции может оказаться очень удобным в странах, не имеющих возможностей для производства обогащенного урана.

Был построен ряд мощных энергетических реакторов с кипящей водой. Один из них рассчитан на тепловую мощность свыше 600 МВт. Выражались некоторые сомнения относительно стабильности реактора с кипящей водой, работающего на такой большой мощности, но эта проблема может быть решена только экспериментально. Другой вопрос, связанный с работой реактора с кипящей водой, относится к возможному загрязнению паровой турбины радиоактивностью, что создает дополнительные трудности для обслуживания. Степень этих трудностей также остаётся невыясненной.

5.1.4. Гомогенные реакторы (реакторы на жидком топливе)

В описанных выше реакторах применяются твёрдые топливные элементы. Когда по той или иной причине топливо перестаёт быть эффективным, его извлекают и подвергают сложной серии процессов для регенерации остатка делящихся материалов и сырья для производства вторичного топлива. Затем из этих материалов должны быть изготовлены новые топливные элементы. Чтобы избежать таких дорогостоящих операций, были предложены гомогенные реакторы, в которых в качестве топлива используется водный раствор сульфата уранила, как в реакторе типа «водяной кипятильник». Вода служит как замедлителем, так и теплоносителем. Тепло выделяется при делении, происходящем в топливном растворе под давлением, а последний циркулирует через внешний теплообменник, где образуется пар – так же, как в реакторе с водой под давлением. Значительным преимуществом гомогенного реактора, не говоря уже о том, что не нужно изготовлять топливные элементы, является возможность непрерывного удаления продуктов деления (и других примесей) во время работы реактора.

Главной проблемой в связи с гомогенными реакторами является чрезвычайно сильное коррозионное действие топливного раствора при высоких рабочих температурах (порядка 300° С). Коррозия сводится к минимуму путем использования в качестве топлива разбавленного раствора сильно (до 90%) обогащённого урана; содержащие его сосуды, трубы и т. д. изготовляются из коррозионностойкого сплава циркония.

Так как топливо содержит очень мало урана-238, то существенного воспроизводства делящегося материала в активной зоне не происходит Предполагается, однако, поместить в отражатель из тяжелой воды топливное сырье (вероятно, в виде взвеси двуокиси тория),чтобы могло происходить воспроизводство.

Возлагается надежда на то, что таким путем можно в конце концов добиться размножения урана-233 на тепловых нейтронах.

Одной из проблем является образование взрывчатой гремучей смеси водорода (или дейтерия) с кислородом вследствие разложения воды (пли тяжёлой воды) под действием продуктов деления или ядерного излучения. Объем выделяющегося газа можно уменьшить путем добавления к топливному раствору определенных веществ, например солей меди, а также путем применения высокого давления. В реакторе HRT (крупный экспериментальный гомогенный реактор, построенный в Ок-Риджской научной лаборатории) давление раствора внутри активной зоны равно примерно 140 кг/см. Выделяющиеся газы, которые уносят с собой газообразные продукты деления, в том числе особенно вредный ксенон-135, поступают в сосуд, называемый восстановителем. Последний содержит катализатор, способствующий рекомбинации водорода и кислорода с образованием воды (или тяжёлой воды). Остающиеся газообразные радиоактивные продукты деления поглощаются древесным углём и затем распадаются.

Особенностью гомогенных энергетических реакторов является возможность управления их работой без обычных управляющих стержней, поглощающих нейтроны. Для повышения рабочей температуры увеличивают концентрацию топлива в растворе, а уровень мощности регулируют скоростью отвода тепла во внешнем теплообменнике. Если тепло отводится быстро, то топливный раствор возвращается в активную зону реактора при относительно низкой температуре. Это вызывает увеличение коэффициента размножения, и, следовательно, мощность возрастает, пока не достигнет равновесия со скоростью отвода тепла. Аналогично уменьшение потребности в тепле вызывает повышение температуры активной зоны, что сопровождается падением уровня мощности. Для остановки реактора топливный раствор разбавляется водой (или тяжёлой водой) до тех пор, пока он не выйдет из критического состояния; при этом излишки жидкости собираются в запасных резервуарах. При новом запуске концентрация раствора повышается до нужной величины испарением излишнего количества воды (или тяжёлой воды). Для экстренной остановки топливный раствор быстро сливается в специальные резервуары.

Совсем другой тип реактора с циркулирующим топливом представляет собой экспериментальный реактор на жидком металлическом топливе LMFRE, построенном в Брукхейвенской национальной лаборатории. Топливом в нём служит раствор высокообогащённого металлического урана в жидком висмуте. Это позволяет работать без повышения давления при температурах, практически невозможных в водяных системах. Для висмута сечение захвата тепловых нейтронов очень мало, однако, поскольку его массовое число велико, он не замедляет в сколько-нибудь заметной степени нейтроны. Поэтому в активной зоне реактора применяется неподвижный графитовый замедлитель. Топливный раствор циркулирует внутри замедлителя и через внешний: теплообменник, где получается пар высоких параметров, т. е. при высоких температуре и давлении. При желании можно получить перегретый пар без отдельного перегревателя. В законченном виде LMFRE должен иметь отражатель и содержать в качестве топливного сырья торий в виде соединения Тh3Вi5, взвешенного в жидком висмуте.

5.1.5. Реакторы с графитовым замедлителем

Рассмотрим теперь реакторы с графитовым замедлителем и отражателем, в которых применяются твёрдые топливные элементы. Существуют различные разновидности реакторов этого типа, которые отличаются по своим свойствам. В Соединенных Штатах привлёк внимание реактор на тепловых нейтронах с жидким натрием в качестве теплоносителя. Первым таким реактором был экспериментальный натриевый реактор SRE с тепловой мощностью 20 МВт; натриево-графитовый реактор SGR является его развитием в крупном масштабе (мощность 250 МВт). В этих реакторах топливные стержни слабо обогащённого металлического урана (около 1,7% урана-235), покрытые нержавеющей сталью, удерживаются вертикально в каналах, через которые протекает жидкий натрий. Графитовый замедлитель находится в нескольких циркониевых коробках, в центре каждой из которых находится топливо и проходят каналы с протекающим по ним теплоносителем. Жидкий натрий течёт через активную зону реактора, а затем проходит через внешний теплообменник.

Так как вследствие захвата нейтронов натрий приобретает значительную радиоактивность, желательно при использовании этого металла в качестве теплоносителя из соображений безопасности включить в состав реактора две теплообменные цепи. В первичном теплообменнике, снабжённом радиационной защитой, тепло от радиоактивного теплоносителя передаётся нерадиоактивному натрию (или натриево-калиевому сплаву). Нерадиоактивное вещество циркулирует через незащищенный вторичный теплообменник, в котором образуется пар. Если этот теплообменник построен в виде секций, то насыщенный пар, образовавшийся в одной секции, может подвергаться дополнительному нагреву в другой. Расчётная температура пара составляет около 440°С, причём верхний предел определяется возможностью коррозии вещества в активной зоне реактора, вызванной жидким натрием. Преимуществом реактора с натриевым теплоносителем является высокая температура пара, достижимая без повышения давления, что уменьшает опасность разбрызгивания радиоактивного материала в случае какой-либо аварии. С другой стороны, обращение с горячим жидким натрием представляет большие трудности.

Реакторы на природном уране и графите с газообразным теплоносителем привлекли значительное внимание в Англии. В их реакторах теплоносителем служит углекислый газ под давлением 7 кг/см2. Проходя вокруг вертикально расположенных в слое графита тепловыделяющих элементов, покрытых сплавом магния, он нагревается до 336°С. В теплообменниках, состоящих из испарителя и перегревателя, образуется пар при температуре 313°С и давлении 15 кг/см2. Каждый реактор, содержащий 130 т урана, имеет тепловую мощность около 180 МВт и электрическую мощность 39 МВт. При усовершенствовании конструкции, например при использовании углекислого газа более высокого давления и замене оболочек тепловыделяющих элементов, можно повысить температуру и увеличить тепловую и электрическую мощность.

5.2. Замедлители и отражатели

В реакторах на тепловых нейтронах замедлитель и отражатель обладают в основном одинаковыми свойствами. Основные требования, предъявляемые к замедлителю, заключаются в том, что он должен состоять исключительно из элементов с низким массовым числом (или атомным весом) и не должен заметно поглощать нейтроны. Поэтому наиболее практичными веществами, пригодными для использования их в качестве замедлителей (и отражателей), являются обыкновенная вода, тяжёлая вода, тяжёлая вода, бериллий и его окись, графит (углерод) и, возможно, некоторые органические соединения.

Применение в качестве замедлителя обыкновенной воды является заманчивым вследствие её низкой стоимости – даже с учётом высокой степени чистоты, желательной при её использовании в реакторе, а также благодаря её наиболее высокой способности замедлять нейтроны. Однако захват нейтронов водородом настолько велик, что в качестве топлива приходится использовать уран, обогащенный, по крайней мере, до 1% ураном-235. Вследствие особых свойств водорода по отношению к нейтронам, а именно большого сечения рассеяния, можно построить реактор с водяным замедлителем относительно небольших размеров. Благоприятным является также тот факт, что вода может быть одновременно использована как замедлитель, теплоноситель и отражатель. Основной недостаток применения воды в качестве замедлителя и теплоносителя проявляется тогда, когда реакторы должны работать при высоких температурах. Так как при атмосферном давлении вода кипит при 100°С, необходимо высокое рабочее давление – около 150 кг/см2. Это требует применения дорогостоящих резервуаров и трубопроводов высокого давления.

В качестве замедлителя нейтронов наиболее пригодной является тяжёлая вода. Она обладает очень хорошими замедляющими свойствами, причём сечение захвата нейтронов для неё очень мало. При этом нет необходимости для достижения критического состояния применять в качестве топлива обогащённый уран, хотя его использование облегчает конструирование реактора. Тяжёлая вода, так как и обыкновенная вода, может служить теплоносителем, но она обладает тем же недостатком, а именно низкой точкой кипения, что вызывает необходимость в повышении давления. Стоимость тяжёлой воды высока. Тем не менее возможно, что при создании некоторых реакторов преимущества тяжёлой воды как замедлителя (или замедлителя-теплоносителя) будут преобладать над её высокой стоимостью.

Хорошими замедлителями являются бериллий и его окись. Окись бериллия может выдерживать очень высокие температуры, хотя при этом уменьшается её прочность. Несмотря на большие технические достижения в производстве бериллия, он ещё остаётся дорогостоящим материалом. До недавнего времени получаемый продукт был очень хрупким, не пригодным для обработки и при высоких температурах легко подвергался разрушению под воздействием воздуха и воды. С дальнейшим развитием порошковой металлургии начали производить металлический бериллий, более доступный для обработки, имеющий большую механическую прочность и более стойкий к коррозии. Тем не менее, до сих пор он довольно хрупок по сравнению с другими металлами и разрушается воздухом и водой при высоких температурах и давлениях. Поэтому бериллий применяется как замедлитель или отражатель лишь в специальных случаях.

В ряде реакторов в качестве замедлителя или отражателя применяется углерод в виде графита. Хотя он для этих целей не так хорош, как бериллий, зато даже очень чистый графит относительно недорого стоит. Ему можно легко придать любую форму; при этом его прочность достаточна для того, чтобы использовать его в какой-то мере как конструкционный материал. Основным недостатком графита являются относительная лёгкость, с которой он разрушается при ударе, а также его способность при высоких температурах соединяться с кислородом воздуха и углекислым газом. Одно время считалось, что серьёзный вред графиту в реакторе может принести излучение, однако в настоящее время оказалось, что при температурах до 250°С этим можно пренебречь.

По замедляющим свойствам некоторые органические соединения углерода с водородом (углеводороды) почти не уступают воде, так как, подобно ей, они содержат большое количество водорода. В течение некоторого времени обсуждался вопрос о применении углеводородов с высокой точкой кипения в реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя (и теплоносителя). Такой материал сравнительно недорог и его можно было бы использовать в реакторах, работающих при относительно высоких температурах, без необходимого при использовании воды повышения давления. Однако от этого пришлось воздержаться, так как органические соединения, известные под названием полифенилов (или их производные) могут оказаться удовлетворительными замедлителями-теплоносителями. Некоторое разложение под действием излучения всё же наблюдается, но оно не очень велико. Образующиеся при этом примеси удаляются перегонкой.

Упомянутые выше вещества непригодны для использования их в качестве отражателя в реакторах на быстрых нейтронах, так как нейтроны, возвращающиеся в активную зону, будут замедлены. Чтобы избежать этого, отражатель, очевидно, должен быть сделан из материалов с довольно высоким массовым числом. В этом отношении пригодны железо или сталь, хотя по некоторым причинам в реакторах на быстрых нейтронах в качестве отражателя применяют природный уран, по крайней мере, в области, непосредственно примыкающей к активной зоне.

5.3. Теплоносители

Так же как не существует идеальных замедлителей, не существует и идеальных теплоносителей для отвода тепла из реактора. Вещества, пригодные в этом отношении, могут быть разделены на четыре основные категории, к которым относятся обыкновенная и тяжелая вода, жидкие металлы, органические жидкости (углеводороды) и газы. Каждый тип имеет свои преимущества и недостатки. Поэтому конкретный выбор зависит от того, что явится лучшим компромиссом при данных обстоятельствах.

Обыкновенная и тяжёлая вода являются хорошими теплоносителями для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку это касается их теплоотводящих свойств. Их дополнительное преимущество состоит в том, что они одновременно могут служить замедлителями. Однако в реакторах, работающих при высоких температурах, для повышения точки кипения жидкости необходимо повышать давление. При высокой температуре вода вызывает сильную коррозию и поэтому требуется применение специальных материалов, таких, как сплавы циркония и нержавеющая сталь.

При температурах выше тех, которые практически допустимы при использовании воды, в качестве теплоносителя применяют жидкие металлы. Лучшим из них, по-видимому, является натрий; это отличный материал для отвода тепла, не требующий повышения давления при высоких температурах. Он до некоторой степени разрушает цирконий и нержавеющую сталь, но скорость коррозии можно считать допустимой. С другой стороны, натрий легко вступает в реакцию с кислородом воздуха и водой, при этом жидкость затвердевает при температуре выше обычной. При прохождении через реактор натрий становится радиоактивным вследствие захвата нейтронов и образования натрия-24 с периодом полураспада 15 час; распад сопровождается испусканием β-частиц и γ-лучей. Поскольку такое излучение связано с опасностью для здоровья обслуживающего персонала, необходима специальная защита от радиоактивного натрия, находящегося вне реактора. Для отвода тепла в реакторах на быстрых нейтронах натрий является почти единственным теплоносителем, удовлетворительным во всех отношениях.

Как компромисс между водой, требующей высокого давления, и химически активным и небезопасным жидким натрием привлекли внимание некоторые органические соединения, например полифенилы. Они но требуют повышения давления и не становятся сколько-нибудь заметно радиоактивными вследствие захвата нейтронов, не вызывают коррозии и довольно устойчивы по отношению к действию тепла и излучения. Однако их теплоотводящие свойства гораздо хуже, чем у воды и жидкого натрия.

В некоторых из первых реакторов применялось охлаждение газом, а именно воздухом. При помощи вентиляторов воздух можно прогонять через реактор и выпускать в атмосферу, что не требует применения закрытых охлаждающих цепей. Такой относительно простой метод был особенно пригодным для больших реакторов на природном уране и графите, предназначенных для исследований и работающих на относительно низком уровне мощности. При высоких мощностях и сопутствующих им высоких температурах воздух нельзя использовать как теплоноситель, так как он вступает в химические реакции со многими веществами, например с графитом, алюминием, бериллием, цирконием и т. д. Лучшим теплоотводящим газом является водород, но его применять рискованно, так как он образует с воздухом взрывчатую смесь. Кроме того, под его воздействием многие металлы становятся хрупкими. Следующим по своим свойствам является гелий – инертный газ с пренебрежимо малым сечением захвата нейтронов. Однако большие его количества недоступны и слишком дороги для использования в обычном реакторе.

Более практичными теплоносителями являются азот и углекислый газ. Азот имеет несколько лучшие теплоотводящие свойства, чем углекислый газ, и меньшую химическую активность, но он сильнее поглощает нейтроны. Тем не менее, оба эти газа используются (или использовались) в качестве теплоносителей. Реактор с газовым охлаждением, по-видимому, связан с меньшим риском, чем реактор, в котором теплоносителем служит жидкий натрий или вода под большим давлением. Его основной недостаток состоит в том, что, пока газ находится под довольно высоким давлением – порядка десятков атмосфер,– затраты на его перекачку значительны. Это является важным экономическим фактором, если речь идет о получении электрической энергии с помощью ядерных реакторов.

5.4. Методы отвода тепла

Различие конструктивных вариантов реакторов может быть связано также с методом отвода тепла. Предположим, что задача состоит в производстве тепла для работы турбины; такой случай имеет место в реакторе, предназначенном для производства энергии. В этих целях для получения с помощью тепла пара или газа при высокой температуре можно использовать три основных метода. В первом методе теплоноситель (им может быть вода, жидкий натрий, органическая жидкость или газ) прокачивается через активную зону для того, чтобы получить тепло от топливных элементов. Затем теплоноситель проходит через внешний теплообменник, где тепло передается воде, превращающейся при этом в пар, и возвращается в реактор, заканчивая цикл.

Второй метод применяется, когда ядерное топливо взято в виде раствора или взвеси, например в виде раствора соли урана в обыкновенной или тяжёлой воде или раствора металлического урана в жидком висмуте. Жидкое топливо, в котором тепло вырабатывается за счёт деления, непрерывно прогоняется через внешний теплообменник, затем поступает обратно в активную зону реактора. В теплообменнике, так же как и в первом случае, образуется пар.

Третья система отвода тепла, когда в качестве замедлителя-теплоносителя применяется обыкновенная или тяжёлая вода, состоит в том, что жидкость кипит непосредственно в активной зоне, превращаясь в пар. В этом случае отпадает необходимость во внешнем теплообменнике. От турбины сконденсированный пар возвращается в реактор, чтобы сохранить объём жидкости постоянным. Этот метод отвода тепла в принципе может быть использован, когда применяются твердые тепловыделяющие элементы или раствор топлива в воде. Однако до сих пор он использовался лишь в первом случае.

5.5. Удаление продуктов деления

Какой бы метод ни использовался при переработке отработанного топлива реактора, всегда остается проблема удаления ненужных сильно радиоактивных продуктов деления. Для некоторых продуктов деления ещё можно в какой-то степени найти полезное применение, однако естественно считать, что многие продукты деления всё же нужно будет выбросить. В Соединенных Штатах значительные объёмы ненужных растворов хранятся в подземных резервуарах, пока их радиоактивность не спадет настолько, чтобы их можно было совсем выбросить. В Великобритании ненужную жидкость низкой активности перекачивают из плутониевых установок в море на расстояние около двух миль от берега. Вероятно, эти ухищрения носят временный характер: по мере роста ядерной промышленности должны быть найдены другие методы удаления радиоактивных отходов. Одна из возможностей, разработанная в Брукхейвенской национальной лаборатории, состоит в концентрации некоторых из основных составляющих в специальной глине. При нагревании радиоактивный материал адсорбируется глиной и не может быть впоследствии смыт. Затем эта глина может быть выброшена в море или закопана в землю.

5.6. Современные АЭС и охрана окружающей среды

Основными типами энергетических реакторов являются водо-водяные, газо-графитовые, а также водо-графитовые (первое – теплоноситель, второе – замедлитель). Реактор первой АЭС в Обнинске (начала работать 27 июня 1954) – водо-графитовый мощностью 100 МВт. Два такого же типа реактора мощностью по 1000 МВт установлены на Ленинградской АЭС. Водо-водяные реакторы (мощностью 210, 365, 440, 440 МВт) установлены на Нововоронежской АЭС. Водо-водяные реакторы положены в основу ядерной энергетики США, где построено более сотни таких АЭС. В Англии в основу ядерной энергетики положены газо-графитовые реакторы.

В 1964 была включена в Свердловскую энергосистему Белоярская АЭС с реактором на тепловых нейтронах мощностью 100 МВт. Второй блок Белоярской АЭС усовершенствованной конструкции и более мощный (200 МВт) был введён в эксплуатацию в 1967. Реактор имеет одноконтурную систему охлаждения. С 1974 успешно эксплуатируется АТЭЦ – атомная теплоэлектроцентраль, построенная в районе города Билибино (Магаданская область). Электрическая мощность Билибинской АТЭЦ 48 МВт, выработка тепла для отопления и централизованного горячего водоснабжения достигает 100 Гкал/ч. Также работают Курская, Сибирская и другие АЭС.

Несмотря на известные опасности, а также предубеждения населения, ядерная энергетика развивается во всём мире главным образом из-за того, что близки к полному исчерпанию возможности дальнейшего развития гидроэнергетики, истощаются запасы химического горючего в промышленно развитых странах.

Важным фактором, определяющим перспективность различных направлений развития энергетики, является степень отрицательного влияния различных видов энергетических установок на окружающую среду. Атомные электростанции не загрязняют атмосферу дымом и пылью, не требуют создания крупных водохранилищ, занимающих большие площади плодородных земель. Однако при использовании энергии ядер в мирных целях возникают другие проблемы. Первая заключается в необходимости защиты людей, обслуживающих ядерные энергетические установки, от вредного гамма-излучения и потоков нейтронов, возникающих при осуществлении цепной ядерной реакции в активной зоне реактора. Для обеспечения полной безопасности людей, работающих на атомной электростанции или на судах с ядерной энергетической установкой, ядерный реактор необходимо окружить толстым слоем бетона и другими материалами, хорошо поглощающими гамма-излучение и нейтроны. Вторая проблема связана с тем, что при работе реактора в его активной зоне накапливается большое количество искусственных радиоактивных веществ. Для предотвращения их случайного выброса из реактора разработаны автоматические противоаварийные системы, ведётся непрерывный автоматический контроль за состоянием чистоты воздуха, воды, почвы вокруг атомных станций.

После аварий на некоторых АЭС, в частности на Три-Майл-Айленд (США) и на Чернобыльской АЭС, проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой. Авария в Чернобыле 26 апреля 1986 г. привела не только к гибели людей, но и к радиоактивному заражению обширных территорий Украины, Беларуси и России. С наиболее загрязнённых территорий, опасных для жизни людей, пришлось эвакуировать сотни тысяч жителей. Эти области выпали из хозяйственного оборота.

Последствия этой катастрофы будут сказываться ещё в течение десятков и даже сотен лет, так как некоторые радионуклиды (стронций, плутоний и др.) имеют большие периоды полураспада.

И всё же без ядерной энергетики человечеству, по-видимому, не обойтись. Поэтому в настоящее время проводятся интенсивные исследования с целью повышения безопасности реакторов, усиления средств защиты, в частности от ошибочных действий обслуживающего персонала. Наряду с этим прорабатывается идея создания реакторов с внутренне присущей им безопасностью, например использование в качестве теплоносителей расплавленных солей или металлов – висмута или свинца. Это должно гарантировать реактор от взрыва.

7. Перспективы атомной энергетики в будущем

Атомная энергия - единственный вне биосферный источник энергии, доступный человечеству. Повсеместно атомная энергетика на своей первой стадии развития технологии находит нишу экономической эффективности. Практически 95% производства электроэнергии сосредоточено в 16 странах мира (рис. 2), из них 7 стран - 75%. Естественно, что последние вносят наибольший вклад в развитие атомных технологий.

Рис. 2

Синдром чернобыльской катастрофы к настоящему времени преодолен. Однако при лицензировании дальнейшего использования атомной энергетики требование естественной безопасности должно быть определяющим. При этом подразумевается, что при любой самой тяжелой, маловероятной аварии реактора ее последствия локализуются в пределах атомной станции (АЭС) без воздействия на окружающую биосферу. Мировой опыт использования атомной энергии подтверждает, что создание атомных реакторов с естественной безопасностью технологически осуществимо.

Весь предшествующий опыт позволяет рассматривать три технологических этапа развития атомной энергетики.

Первый этап развития атомной энергетики еще не завершен. Его отличительной особенностью является использование атомных технологий, созданных в процессе разработки атомного оружия. Основой атомной энергетики были тепловые реакторы, обеспеченные ограниченным количеством дешевого топлива. Поэтому требовалось создание реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Урановый бланкет, высокий коэффициент воспроизведения топлива и трехконтурная система определяли достаточно высокую стоимость реактора. Во Франции, например, возникают финансовые проблемы вывода из эксплуатации реактора Суперфеникс. Имеют место определенные трудности и в Японии.

В США (17% от общей выработки электроэнергии (ОВЭ) производятся на АЭС), например, намерены к 2020 г. вывести из эксплуатации по завершению лицензионного ресурса до 41% АЭС. В то же время намечается процесс обновления технологий АЭС и соответствующего продления лицензионного срока. Пока планы существенного сокращения установленных мощностей АЭС в США как ведущего производителя искажают картину перспектив развития мировой атомной энергетики.

Во Франции (75% от ОВЭ) вводились в эксплуатацию АЭС и в 90-х годах, что предопределяет использование современных атомных технологий. Поэтому при большой заинтересованности сохранения эффективного энергетического потенциала во Франции следует ожидать развития работ по реконструкции атомных технологий и продлению лицензионного срока эксплуатации АЭС.

В Швейцарии (40% от ОВЭ) намерены несколько увеличить мощность за счет обновления АЭС, если общественное мнение по достоинству оценит экологическую чистоту атомной энергетики и референдум подтвердит право на ее существование.

Япония (36% от ОВЭ) намерена сохранить пропорции АЭС за счет замены ресурсных реакторов новыми, развивая исследования в области перспективных атомных технологий.

Таким образом, если отбросить политические наслоения, то можно считать, что первый этап развития атомной энергетики обеспечил создание высокоэффективной энергетической технологии, открывшей человечеству перспективу энергетической независимости при сохранении гармонии биосферы.

Второй этап развития атомной энергетики базируется на опыте разработки и эксплуатации АЭС первого этапа и создании специализированных топливо энергетических циклов. Примером тому могут служить отечественные исследования

Предлагается изменить структуру атомной энергетики (рис.3).

Рис. 3

Основой энергетики становится реактор на быстрых нейтронах почти без бланкета с малым коэффициентом размножения и свинцовым теплоносителем. Указанные меры позволят не только снизить стоимость реактора, но и существенно его упростить с достижением требуемой инженерной безопасности и экономических показателей. При этом полностью решается проблема топлива для реакторов деления. В качестве топлива для быстрых реакторов используется смесь плутония и урана. Кроме этого, главная особенность РБН – воспроизводство топлива в процессе их работы. (Поэтому РБН часто и называют реакторами-размножителями). Сжигание плутония, в том числе и оружейного, в замкнутом топливном цикле в принципе позволяет решить проблему радиоактивных отходов.

Как раз перспективам развития этого направления была посвящена крупная Международная научно-техническая конференция «Развитие атомной энергетики на основе реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом».

По всем самым оптимистичным оценкам экспертов, запасы урана на планете – 20–40 млн. тонн. Реально же надо, по-видимому, ориентироваться на 10–17 млн. тонн. Как бы там ни было, Валерий Рачков, начальник управления атомной энергетики «Росатома», уверен: «Запасы урана будут исчерпаны уже в этом столетии. Следовательно, крупномасштабная энергетика на тепловых нейтронах невозможна. Выход – энергетика на быстрых нейтронах, замкнутый ядерный топливный цикл с жидкометаллическим теплоносителем». С ним солидарен и академик Николай Пономарев-Степной, вице-президент ГНЦ «Курчатовский институт». «Если урана будет порядка 6–10 млн. тонн, то об атомной энергетике можно забыть, она не будет оказывать влияния на решение энергетических проблем мира и к концу века благополучно и тихо умрет, – уверен Николай Николаевич. – Если – 10–17 млн. тонн, то новые тепловые реакторы надо вводить уже сейчас. Получение урана из морской воды – пока эти технологии далеки от реальности».

К середине века мировое энергетическое производство должно увеличиться в 2–3 раза. Главный вклад сделают США и Китай. (Например, КНР планирует к 2020 г. довести свои электрогенерирующие мощности до 200 ГВт)

России для выполнения задач энергообеспечения страны к 2050 году также надо в пять раз увеличить свои атомные генерирующие мощности. «И это еще – минимальный сценарий, – подчеркивает Пономарев-Степной. – Причем 50% этих мощностей пойдет на производство водорода». Другими словами, речь идет о концепции водородной экономики, которая стала очень популярной в мире.

По мнению академика Пономарева-Степного, крупномасштабное производство водорода должно решить проблему энергообеспечения человечества в XXI веке. Сейчас в мире производится 40 млн. тонн водорода, в основном за счет конверсии метана; к концу века потребность в водороде возрастет в 20 раз. Никакого природного газа на это уже не хватит. А вот получение водорода в процессе электролиза воды за счет электроэнергии от АЭС… Почему бы нет? Недаром, по оценкам, которые привел на конференции Пономарев-Степной, к 2010 году мировая атомная энергетика должна производить 3 тыс. ГВт электроэнергии, а к 2100 году – 10 тыс. ГВт.

Сегодня всем специалистам очевидно: традиционная ядерная энергетика на урановом топливе – это своего рода переходная форма между нынешней углеводородной энергетикой и будущей крупномасштабной атомной энергетикой на основе РБН. Не случайно, по оценке академика Анатолия Зродникова, директора ГНЦ «Физико-энергетический институт» (г. Обнинск), во всем мире уже потрачено 50 млрд. долларов на «быстрые» технологии.

«Должны быть созданы международные центры ядерного топливного цикла, чтобы обеспечить режим нераспространения, – заявил Николай Пономарев-Степной. – Потребность в них диктуется чрезвычайной интенсификацией потоков ядерных материалов при крупномасштабном развитии атомной энергетики».

Впрочем, до этого пока еще далеко. Первый, он же единственный, он же крупнейший в мире коммерческий реактор на быстрых нейтронах БН-600, работает в России. За 25 лет безаварийной эксплуатации энергоблока БН-600 на Белоярской АЭС была решена основная задача: продемонстрирована длительная, эффективная и безопасная работа энергоблока с реактором на быстрых нейтронах. Специалисты активно обсуждают проект реактора БН-800, который, по их расчетам, должен стать основой для промышленного производства электроэнергии на АЭС.

Однако по этому поводу существуют разные мнения. Американцы, например, настаивают на развитии РБН с открытым циклом. То есть предлагается отработавшее топливо не направлять опять в реактор на переработку, а захоранивать в стабильных геологических структурах. Можно лишь отметить, что открытый ядерный топливный цикл, который предлагают развивать США, потребует строительства к концу века еще как минимум 50 хранилищ типа Юкка-Маунтин.

Пока же на ядерную энергию приходится около 6% мирового топливно-энергетического баланса и 17% производимой в мире электроэнергии.

Третий этап развития на основе технологического задела первого этапа может принципиально изменить структуру энергопользования человечества. Речь идет о полном исключении углеродных топлив как энергоисточника.

В самом деле, в Японии работает высокотемпературный атомный реактор (ВТАР) естественной безопасности с гелиевым теплоносителем. Реактор с тепловой мощностью 30 МВт имеет выходную номинальную температуру газа 850-950ºС, оснащен необходимым оборудованием для разработки высокотемпературных технологий. На нем будут отрабатываться известные тепловые циклы с использованием газовых турбин, что позволит существенно повысить термический КПД с 0.35 для тепловых реакторов до 0.7.

Однако новым направлением является разработка технологии производства водорода. С этой целью предполагается изучить технологию на основе трехступенчатой иодо-серной реакции. Первая стадия - экзотермическая реакция (200ºC), когда в воду добавляются реагенты:

хI2+SO2+2H2О=2HIx+H2SO4 .

Далее продукт реакции разделяется, и серная кислота при температуре более 800ºС разлагается:

H2SO4=H2O+SO2+0.5O2,

и при 400ºС:

2HI=H2+I2.

После чего кислород и водород как целевые продукты используются по назначению, а компоненты SO2, I2 возвращаются в реактор для обеспечения цикла. После отработки технологии может быть создан химический атомный реактор (ХАР), который послужит промышленной основой водородной энергетики.

Не менее принципиальной может стать разработка импульсных реакторов, о которых говорят десятилетия. Последние предложения поступили из Снежинска. Сутью реактора являются котлы взрывного сгорания (КВС), в которых взрываются водородные заряды малой мощности (например,10 кт). При этом возможно создание станции 25 ГВт (тепловых). Принципиальным является то, что энерговыделение реакции деления составляет незначительную долю от реакции синтеза и соответственно снижается количество радиоактивных отходов (с учетом последнего целесообразней ввести понятие чистых атомных реакторов (ЧАР)). Использование КВС как основы ХАР открывает неограниченные перспективы энергообеспечения на основе водородной энергетики.

Многообразие возможностей атомной энергетики сегодня является противовесом углеродному топливному циклу, который в самом успешном случае разработки чистых технологий будет порождать миллионы тон отходов. Приведем мнение ведущих специалистов отрасли. Для стабилизации потребления органического топлива имеет смысл развитие в следующем веке крупномасштабной ядерной энергетики, превышающей примерно на порядок мощность современной ядерной энергетики. Предполагается, что после длительной контролируемой выдержки 200 лет с достижением или приближением к радиационно-миграционной эквивалентности отходы могут быть окончательно захоронены в отработавших и рекультивированных урановых рудниках или в геологических хранилищах с восстановлением природного радиационного равновесия.

Требуется в рамках ЭС-2020 четко определить направление развития атомной энергетики, что должно стать фундаментом государственной программы создания высших технологий на ближайшие двадцать лет.

Заключение

Энергетическая проблема - одна из важнейших, которые сегодня приходится решать человечеству. Уже стали привычными такие достижения науки и техники, как средства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение космического пространства. Но все это требует огромных затрат энергии.

Очень немногие открытия развивались так быстро, как атомная энергетика. Успехи в её развитии открыли грандиозные перспективы для тепло- и электрификации. Достижения в данной области науки дают возможность в будущем временно преодолеть «энергетический кризис».

Разобравшись со всеми процессами по получению атомной энергии, нужно признать, что она является одним из решений проблем, связанных с расходами ограниченных запасов природных энергоносителей. Но стоит также отметить тот факт, что этот вид энергетики является не безопасным для человека и окружающей среды (пример, радиоактивные выбросы и отходы). Многие химические элементы, с которыми энергетикам приходится работать, являются опасными для их здоровья (например, бериллий). Также атомная энергетика сталкивается с прочими трудностями. Процессы добывания продуктов для получения атомной энергии являются трудоёмкими

Таким образом, атомная энергетика нуждается в дальнейшем развитии. Учёным предстоит сделать ещё множество исследований и экспериментов, чтобы добиться улучшений в процессах получения энергии и, конечно же, в области безопасности.

Список литературы

  1.  Прохоров А.М. – «Большая Советская энциклопедия» – М.; издательство «Советская энциклопедия», 1978.
  2.  Широков Ю.М., Юдин Н.П. – «Ядерная физика» – М., издательство «Наука», 1980.
  3.  Глесстон С. – «Атом. Атомное ядро. Атомная энергия» – М., издательство иностранной литературы, 1961.
  4.  Пинский А.А. – «Физика» – М., издательство «Просвещение», 1995.
  5.  www.minatom.ru
  6.  www.rosatom.ru
  7.  www.rusenerg.ru


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

41363. Градуирование электроизмерительных приборов с помощью потенциометра собранного из двух магазинов сопроти 159 KB
  Градуирование электроизмерительных приборов с помощью потенциометра собранного из двух магазинов сопротивления Приборы приспособления: вольтметр магазины сопротивлений – нормальный элемент – реостаты ключи– гальванометр батарея вольтметр.
41364. Определение эдс в термопаре 200.5 KB
  Схема для измерения малых эдс: где g – гальванометр класс точности 05; АВ – реохорд rАВ = 12  01 Ом lАВ = 1 м.; 1 – источник тока для реохорда 15 В; Э – эталонная эдс элемент Вестона 101795 В; х – измеряемая эдс; r1 – реостат для регулировки цены деления реохорда; r2 – сопротивление; r3 – реостат; М1 – опорный спай термопары 00С; М2 – рабочий спай термопары.
41365. Определение коэффициента поверхностного натяжения жидкостей 224.5 KB
  Задание 1: метод компенсации разности давлений поверхностного слоя жидкости. d – плотность жидкости налитой в манометр в данном случае это вода и d = 10 г см. Задание 2: метод отрыва пузыря внутри жидкости. Установка: где Т – насос; Б – бутыль для создания давления; Н – разность высот жидкости в двух коленах манометра; D – глубина на которую опущен капилляр радиус которого равен 002 см.
41366. Определение удельной теплоёмкости жидкости методом лучеиспускания 68 KB
  Определение водяного эквивалента калориметра M0 – масса калориметра M1 масса калориметра с холодной водой MI=M1M0 – масса холодной воды TI – температура холодной воды M2 – масса калориметра с горячей и холодной водой T – температура смеси MII=M2M1 – масса горячей воды TII – температура горячей воды M0= 179 г M1= 297 г MI = 118 г TI = 23 C M2 = 332 г Т = 31 С MII = 35 г ТII = 61 С II Основные измерения...
41367. Градуирование электроизмерительных приборов с помощью потенциометра собранного из двух магазинов сопротивления 50.5 KB
  Цель работы: проградуировать вольтметр. Приборы и приспособления: вольтметр , магазины сопротивлений – 4, нормальный элемент – 1, реостаты – 4, ключи –3 , гальванометр – 1, батарея на 2.5-3 В, источник постоянного напряжения для питания градуируемого прибора.
41368. Основные измерения с электронным осциллографом 75.5 KB
  Задание 1: Проверка линейности усилителей осциллографа. U В Y см 6 035 7 05 8 06 10 08 12 085 14 095 18 12 22 15 Задание 2: Градуировка усилителей. U=18 В Задание 3: Проверка внутреннего калибратора напряжения. 17 11 01 18 115 011 20 12 012 21 125 013 23 135 016 Задание 4: Определение чувствительности трубки.
41369. Определение плотности тела правильной формы 70.62 KB
  Цель работы: ознакомление с простейшими измерительными инструментами (штангенциркулем, микрометром, техническими весами, аналитическими весами) и отработка техники вычисления погрешностей, ведения записей, составления отчета.
41370. Определение плотности твердого тела способом гидростатического взвешивания 35.5 KB
  Приборы и материалы: весы типа АДВ200; стакан для воды; подставка; стремя; проволока для подвешивания тела. m1 = 74798  00005 г – масса тела в воздухе m2 = 60017  00005 г – масса тела проволоки и стремени в воде m3 = 12479  00005 г – масса проволоки и стремени в воде m4 = m2 m3 = 47538  00005 г – масса тела в воде Формула плотности тела с поправкой на потерю веса в воздухе: где  плотность воздуха; плотность тела без поправки на потерю веса в воздухе.
41371. Исследование генератора электрического тока 182.71 KB
  Цель работы: сравнение две возможные схемы включения амперметра и вольтметра; определение сопротивления амперметра и вольтметра. Приборы: три реостата (30 Ом, 5А; 30 Ом, 5А; 100 Ом, 2А), амперметр (класс точности 1,0; цена деления 0,01 А), вольтметр (точность 1,0; цена деления 0,2 В), выключатель и два переключателя.