Применение ядерной энергии в современном мире оказывается настолько важным, что если бы мы завтра проснулись, а энергия ядерной реакции исчезла, мир, таким как мы его знаем, пожалуй, перестал бы существовать. Мирное составляет основу промышленного производства и жизни таких стран, как Франция и Япония, Германия и Великобритания, США и Россия. И если две последние страны еще в состоянии заместить ядерные источники энергии на тепловые станции , то для Франции, или Японии это попросту невозможно.
Использование атомной энергии создает много проблем. В основном все эти проблемы связаны с тем, что используя себе на благо энергию связи атомного ядра (которую мы и называем ядерной энергией), человек получает существенное зло в виде высокорадиоактивных отходов, которые нельзя просто выбросить. Отходы от атомных источников энергии требуется перерабатывать, перевозить, захоранивать, и хранить продолжительное время в безопасных условиях.
Плюсы и минусы, польза и вред от использования ядерной энергии
Рассмотрим плюсы и минусы применения атомной-ядерной энергии, их пользу, вред и значение в жизни Человечества. Очевидно, что атомная энергия сегодня нужна лишь промышленно развитым странам. То есть, основное применение мирная ядерная энергия находит в основном, на таких объектах, как заводы, перерабатывающие предприятия, и т.п. Именно энергоемкие производства, удаленные от источников дешевой электроэнергии (вроде гидроэлектростанций) задействуют ядерные станции для обеспечения и развития своих внутренних процессов.
Аграрные регионы и города не слишком нуждаются в атомной энергии. Ее вполне можно заместить тепловыми и другими станциями. Получается, что овладение, получение, развитие, производство и использование ядерной энергии по большей части направлено на удовлетворение наших потребностей в промышленной продукции. Посмотрим, что это за производства: автомобильная промышленность, военные производства, металлургия, химическая промышленность, нефтегазовый комплекс, и т.д.
Современный человек хочет ездить на новой машине? Хочет одеваться в модную синтетику, кушать синтетику и упаковывать все в синтетику? Хочет ярких товаров разных форм и размеров? Хочет все новых телефонов, телевизоров, компьютеров? Хочет много покупать, часто менять оборудование вокруг себя? Хочет вкусно питаться химической едой из цветных упаковок? Хочет жить спокойно? Хочет слышать сладкие речи с телеэкрана? Хочет, чтобы танков было много, а также ракет и крейсеров, а еще снарядов и пушек?
И он все это получает. Неважно, что в конце расхождение между словом и делом приводит к войне. Неважно, что для его утилизации также нужна энергия. Пока что человек спокоен. Он ест, пьет, ходит на работу, продает и покупает.
А для всего этого нужна энергия. А еще для этого нужно очень много нефти, газа, металла и т.п. И все эти промышленные процессы нуждаются в атомной энергии. Поэтому кто бы что ни говорил, до тех пор, пока не будет запущен в серию первый промышленный реактор термоядерного синтеза, атомная энергетика будет только развиваться.
В плюсы ядерной энергии мы можем смело записать все то, к чему мы привыкли. К минусам – печальную перспективу скорой смерти в коллапсе исчерпания ресурсов, проблемах ядерных отходов, росте численности населения и деградации пахотных площадей. Иначе говоря, атомная энергетика позволила человеку еще сильнее начать овладевать природой, насилуя ее сверх меры настолько, что он за несколько десятилетий преодолел порог воспроизводства основных ресурсов, запустив между 2000 и 2010 годами процесс схлопывания потребления. Этот процесс объективно уже не зависит от человека.
Всем придется меньше есть, меньше жить и меньше радоваться окружающей природе. Здесь кроется еще один плюс-минус атомной энергии, который заключается в том, что страны, овладевшие атомом, смогут эффективнее перераспределять под себя скудеющие ресурсы тех, кто атомом не овладел. Более того, только развитие программы термоядерного синтеза позволит человечеству элементарно выжить. Теперь поясним на пальцах, что же это за «зверь» — атомная (ядерная) энергия и с чем ее едят.
Масса, материя и атомная (ядерная) энергия
Часто приходится слышать утверждение, что «масса и энергия одно и то же», или же такие суждения, будто выражение Е=mс2 объясняет взрыв атомной (ядерной) бомбы. Сейчас, когда вы получили первое представление о ядерной энергии и ее применении, было бы поистине неразумно сбивать вас с толку такими утверждениями, как «масса равна энергии». Во всяком случае, такой способ трактовки великого открытия не из лучших. По-видимому, это всего лишь острословие молодых реформистов, «Галилеев нового времени». На деле же предсказание теории, которое проверено многими экспери-ментами, говорит лишь о том, что энергия имеет массу.
Сейчас мы разъясним современную точку зрения и дадим небольшой обзор истории ее развития.
Когда энергия любого материального тела возрастает, его масса увеличивается, и мы приписываем эту дополнительную массу приросту энергии. Например, при поглощении излучения поглотитель становится горячее и его масса возрастает. Однако возрастание настолько мало, что остается за пределами точности измерений в обычных опытах. Напротив, если вещество испускает излучение, то оно теряет капельку своей массы, которая уносится излучением. Возникает более широкий вопрос: не обусловлена ли вся масса вещества энергией, т. е. не заключен ли во всем веществе громадный запас энергии? Много лет назад радиоактивные превращения на это ответили положительно. При распаде радиоактивного атома выделяется огромное количество энергии (в основном в виде кинетической энергии), а малая часть массы атома исчезает. Об этом ясно говорят измерения. Таким образом, энергия уносит с собой массу, уменьшая тем самым массу вещества.
Следовательно, часть массы вещества взаимозаменяема массой излучения, кинетической энергией и т. п. Вот почему мы говорим: «энергия и вещество способны частично к взаимным превращениям». Более того, мы теперь можем создавать частицы вещества, которые обладают массой и способны полностью превращаться в излучение, также имеющее массу. Энергия этого излучения может перейти в другие формы, передав им свою массу. И наоборот, излучение способно превращаться в частицы вещества. Так что вместо «энергия обладает массой» мы можем сказать «частицы вещества и излучение — взаимопревращаемы, а потому способны к взаимным превращениям с другими формами энергии». В этом и состоит создание и уничтожение вещества. Такие разрушительные события не могут происходить в царстве обычной физики, химии и техники, их следует искать либо в микроскопических, но активных процессах, изучаемых ядерной физикой, либо в высокотемпературном горниле атомных бомб, на Солнце и звездах. Однако было бы неразумно утверждать, что «энергия - это масса». Мы говорим: «энергия, как и вещество, имеет массу».
Масса обычного вещества
Мы говорим, что масса обычного вещества таит в себе огромный запас внутренней энергии, равной произведению массы на (скорость света)2. Но эта энергия заключена в массе и не может быть высвобождена без исчезновения хотя бы части ее. Как возникла столь удивительная идея и почему она не была открыта раньше? Ее предлагали и раньше - эксперимент и теория в разных видах,- но вплоть до двадцатого века изменение энергии не наблюдали, ибо в обычных экспериментах оно соответствует невероятно малому изменению массы. Однако сейчас мы уверены, что летящая пуля благодаря своей кинетической энергии имеет дополнительную массу. Даже при скорости 5000 м/сек пуля, которая в покое весила ровно 1 г, будет иметь полную массу 1,00000000001 г. Раскаленная добела платина массой 1 кг всего прибавит 0,000000000004 кг и практически ни одно взвешивание не сможет зарегистрировать эти изменения. Только когда из атомного ядра высвобождаются огромные запасы энергии или когда атомные «снаряды» разгоняются до скорости, близкой к скорости света, масса энергии становится заметной.
С другой стороны, даже едва уловимая разница масс знаменует возможность выделения огромного количества энергии. Так, атомы водорода и гелия имеют относительные массы 1,008 и 4,004. Если бы четыре ядра водорода смогли объединиться в одно ядро гелия, то масса 4,032 изменилась бы до 4,004. Разница невелика, всего 0,028, или 0,7%. Но она означала бы гигантское выделение энергии (преимущественно в виде излучения). 4,032 кг водорода дали бы 0,028 кг излучения, которое имело бы энергию около 600000000000 Кал.
Сравните это с 140 000 Кал, выделяющимися при соединении того же количества водорода с кислородом в химическом взрыве.
Обычная кинетическая энергия дает заметный вклад в массу очень быстрых протонов, получаемых на циклотронах, и это создает трудности при работе с такими машинами.
Почему мы все же верим, что Е=mс2
Сейчас мы воспринимаем это как прямое следствие теории относительности, но первые подозрения возникли уже ближе к концу 19 века, в связи со свойствами излучения. Тогда казалось вероятным, что излучение обладает массой. А поскольку излучение переносит, как на крыльях, со скоростью с энергию, точнее, само есть энергия, то появился пример массы, принадлежащей чему-то «невещественному». Экспериментальные законы электромагнетизма предсказывали, что электромагнитные волны должны обладать «массой». Но до создания теории относительности только необузданная фантазия могла распространить соотношение m=Е/с2 на другие формы энергии.
Всем сортам электромагнитного излучения (радиоволнам, инфракрасному, видимому и ультрафиолетовому свету и т. д.) свойственны некоторые общие черты: все они распространяются в пустоте с одинаковой скоростью и все переносят энергию и импульс. Мы представляем себе свет и другое излучение в виде волн, распространяющихся с большой, но определенной скоростью с=3*108 м/сек. Когда свет падает на поглощающую поверхность, возникает теплота, показывающая, что поток света несет энергию. Эта энергия должна распространяться вместе с потоком с той же скоростью света. На деле скорость света именно так и измеряется: по времени пролета порцией световой энергии большого расстояния.
Когда свет падает на поверхность некоторых металлов, он выбивает электроны, вылетающие точно так же, как если бы их ударил компактный шарик. , по всей видимости, распространяется концентрированными порциями, которые мы называем «квантами». В этом и заключается квантовый характер излучения, несмотря на то, что эти порции, по-видимому, создаются волнами. Каждая порция света с одной и той же длиной волны обладает единой и той же энергией, определенным «квантом» энергии. Такие порции мчатся со скоростью света (собственно, они-то и есть свет), перенося энергию и количество движения (импульс). Все это позволяет приписать излучению некую массу - каждой порции приписывается определенная масса.
При отражении света от зеркала теплота не выделяется, ибо отраженный луч уносит всю энергию, но на зеркало действует давление, подобное давлению упругих шариков или молекул. Если же вместо зеркала свет попадает на черную поглощающую поверхность, давление становится вдвое меньше. Это свидетельствует о том, что луч несет количество движения, поворачиваемое зеркалом. Следовательно, свет ведет себя так, как если бы у него была масса. Но можно ли откуда-то еще узнать, что нечто обладает массой? Существует ли масса по своему собственному праву, как, например, длина, зеленый цвет или вода? Или это искусственное понятие, определяемое поведением наподобие Скромности? Масса, на самом деле, известна нам в трех проявлениях:
- А. Туманное утверждение, характеризующее количество «вещества», (Масса с этой точки зрения присуща веществу - сущности, которую мы можем увидеть, потрогать, толкнуть).
- Б. Определенные утверждения, увязывающие ее с иными физическими величинами.
- В. Масса сохраняется.
Остается определить массу через количество движения и энергию. Тогда любая движущаяся вещь с количеством движения и энергией должна иметь «массу». Ее массой должно быть (количество движения)/(скорость).
Теория относительности
Стремление увязать воедино серию экспериментальных парадоксов, касающихся абсолютного пространства и времени, породило теорию относительности. Два сорта экспериментов со светом давали противоречивые результаты, а опыты с электричеством еще больше обострили этот конфликт. Тогда Эйнштейн предложил изменить простые геометрические правила сложения векторов. Это изменение и составляет сущность его «специальной теории относительности».
Для малых скоростей (от медлительной улитки до быстрейшей из ракет) новая теория согласуется со старой.
При высоких скоростях, сравнимых со скоростью света, наше измерение длин или времени модифицируется движением тела относительно наблюдателя, в частности масса тела становится тем больше, чем быстрее оно движется.
Затем теория относительности провозгласила, что это увеличение массы носит совершенно общий характер. При обычных скоростях никаких изменений нет, и только при скорости 100 000 000 км/час масса возрастает на 1%. Однако для электронов и протонов, вылетающих из радиоактивных атомов или современных ускорителей, оно достигает 10, 100, 1000%…. Опыты с такими высокоэнергетическими частицами великолепно подтверждают соотношение между массой и скоростью.
На другом краю находится излучение, не имеющее массы покоя. Это не вещество и его нельзя удержать в покое; оно просто имеет массу, и движется со скоростью с, так что его энергия равна mс2. О квантах, мы говорим как о фотонах, когда хотим отметить поведение света как потока частиц. Каждый фотон имеет определенную массу m, определенную энергию Е=mс2 и количество движения (импульс).
Ядерные превращения
В некоторых экспериментах с ядрами массы атомов после бурных взрывов, складываясь, не дают ту же самую полную массу. Освобожденная энергия уносит с собой и какую-то часть массы; кажется, что недостающая часть атомного материала исчезла. Однако если мы припишем измеренной энергии массу Е/с2, то обнаружим, что масса сохраняется.
Аннигиляция вещества
Мы привыкли думать о массе как о неизбежном свойстве материи, поэтом переход массы из вещества в излучение - от лампы к улетающему лучу света выглядит почти как уничтожение вещества. Еще один шаг - и мы с удивлением обнаружим то, что происходит на самом деле: положительный и отрицательный электроны, частички вещества, соединившись вместе, полностью превращаются в излучение. Масса их вещества превращается в равную ей массу излучения. Это случай исчезновения вещества в самом буквальном смысле. Как в фокусе, во вспышке света.
Измерения показывают, что (энергия, излучения при аннигиляции)/ с2 равна полной массе обоих электронов - положительного и отрицательного. Антипротон, соединяясь с протоном, аннигилирует, обычно с выбросом более легких частиц с большой кинетической энергией.
Создание вещества
Сейчас, когда мы научились распоряжаться высокоэнергетическим излучением (сверхкоротковолновыми рентгеновскими лучами), мы можем приготовить из излучения частицы вещества. Если такими лучами бомбардировать мишень, они дают иногда пару частиц, например положительный и отрицательный электроны. И если снова воспользоваться формулой m=Е/с2 как для излучения, так и для кинетической энергии, то масса будет сохраняться.
Просто о сложном – Ядерная (Атомная) энергия
- Галерея изображений, картинки, фотографии.
- Ядерная энергия, энергия атома – основы, возможности, перспективы, развитие.
- Интересные факты, полезная информация.
- Зеленые новости – Ядерная энергия, энергия атома.
- Ссылки на материалы и источники – Ядерная (Атомная) энергия.
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ
Nuclear energy
Ядерная энергия
– это энергия, освобождающаяся в результате внутренней перестройки атомных
ядер. Ядерную энергию можно получить в ядерных реакциях или радиоактивном
распаде ядер. Основные источники ядерной энергии – реакции деления тяжёлых
ядер и синтеза (соединения) лёгких ядер. Последний процесс называют также
термоядерными реакциями.
Возникновение этих двух главных источников ядерной энергии можно
пояснить, рассматривая зависимость удельной энергии связи ядра от массового
числа А (количества нуклонов в ядре). Удельная энергия связи ε
показывает, какую в среднем энергию необходимо сообщить отдельному нуклону,
чтобы все нуклоны были освобождены из данного ядра. Удельная энергия связи
максимальна (≈8.7 МэВ) для ядер
в районе железа (А = 50 – 60) и уменьшается – резко при переходе к лёгким
ядра, состоящим из малого числа нуклонов, и плавно при переходе к тяжёлым
ядрам с
А > 200. Благодаря такой зависимости ε от А возникает два вышеупомянутых
способа получения ядерной энергии: 1) за счёт деления тяжёлого ядра на два
более лёгких, и
2) за счёт соединения (синтеза) двух лёгких ядер и превращения их в одно
более тяжёлое. В обоих процессах совершается переход к ядрам, в которых
нуклоны связаны сильнее, и часть ядерной энергии связи освобождается.
Первый способ получения энергии используется в ядерном реакторе
и атомной бомбе, второй – в разрабатываемом термоядерном реакторе и термоядерной
(водородной) бомбе. Термоядерные реакции также являются источником энергии
звёзд.
Обсуждаемые два способа получения энергии являются рекордными
с точки зрения энергии, приходящейся на единицу массы топлива. Так при полном
делении 1 грамма урана выделяется энергия около 10 11 Дж, т.е.
примерно та же, что при взрыве 20 кг тринитротолуола (тротила). Таким образом,
ядерное горючее эффективнее химического в 10 7 раз.
Кафедра управления инновациями
по дисциплине:”Концепции современного естествознания”
Презентация на тему: Ядерная
энергия: её сущность и
использование в технике и
технологиях
План презентации
ВведениеЯдерная энергия.
История открытия ядерной энергии
Ядерный реактор: история создания, строение,
основные принципы, классификация реакторов
Сферы использования ядерной энергии
Заключение
Используемые источники
Введение
Энергетика - важнейшая отрасль народного хозяйства,охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование,
передачу и использование различных видов энергии. Это основа
экономики государства.
В мире идет процесс индустриализации, который требует
дополнительного расхода материалов, что увеличивает энергозатраты.
С ростом населения увеличиваются энергозатраты на обработку почвы,
уборку урожая, производство удобрений и т.д.
В настоящее время многие природные легкодоступные ресурсы
планеты исчерпываются. Добывать сырье приходится на большой
глубине или на морских шельфах. Ограниченные мировые запасы
нефти и газа, казалось бы, ставят человечество перед перспективой
энергетического кризиса.
Однако использование ядерной энергии дает человечеству
возможность избежать этого, так как результаты фундаментальных
исследований физики атомного ядра позволяют отвести угрозу
энергетического кризиса путем использования энергии, выделяемой
при некоторых реакциях атомных ядер
Ядерная энергия
Ядерная энергия (атомная энергия) - это энергия,содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая
при ядерных реакциях. Атомные электростанции,
вырабатывающие эту энергию, производят 13–14%
мирового производства электрической энергии. .
История открытия ядерной энергии
1895 г. В.К.Рентген открывает ионизирующее излучение (X- лучи)1896 г. А.Беккерель обнаруживает явления радиоактивности.
1898 г. М.Склодовская и П.Кюри открывают радиоактивные элементы
Po (Полоний) и Ra (Радий).
1913 г. Н.Бор разрабатывает теорию строения атомов и молекул.
1932 г. Дж.Чадвик открывает нейтроны.
1939 г. О.Ган и Ф.Штрассман исследуют деление ядер U под действием
медленных нейтронов.
Декабрь 1942 г. - Впервые получена самоподдерживающаяся
управляемая цепная реакция деления ядер на реакторе СР-1 (Группа
физиков Чикагского университета, руководитель Э.Ферми).
25 декабря 1946 г. - Первый советский реактор Ф-1 введен в
критическое состояние (группа физиков и инженеров под руководством
И.В.Курчатова)
1949 г. - Введен в действие первый реактор по производству Pu
27 июня 1954 г. - Вступила в строй первая в мире атомная
электростанция электрической мощностью 5 МВт в Обнинске.
К началу 90-х годов в 27 странах мира работало более 430 ядерных
энергетических реакторов общей мощностью ок. 340 ГВт.
История создания ядерного реактора
Энрико Ферми (1901-1954)Курчатов И.В. (1903-1960)
1942г. в США под руководством Э.Ферми был построен первый
ядерный реактор.
1946г. был запущен первый советский реактор под руководством
академика И.В.Курчатова.
Конструкция реактора АЭС (упрощенно)
Основные элементы:Активная зона с ядерным топливом и
замедлителем;
Отражатель нейтронов, окружающий
активную зону;
Теплоноситель;
Система регулирования цепной реакции,
в том числе аварийная защита
Радиационная защита
Система дистанционного управления
Основная характеристика реактора -
его выходная мощность.
Мощность в 1 МВт - 3·1016 делений
в 1 сек.
Схематическое устройство АЭС
Разрез гетерогенного реактора
Строение ядерного реактора
Коэффициент размножения нейтронов
Характеризует быстроту роста числанейтронов и равен отношению числа
нейтронов в одном каком-либо поколении
цепной реакции к породившему их числу
нейтронов предшествующего поколения.
k=Si/ Si-1
k<1 – Реакция затухает
k=1 – Реакция протекает стационарно
k=1.006 – Предел управляемости
реакции
k>1.01 – Взрыв (для реактора на
тепловых нейтронах энерговыделение
будет расти в 20000 раз в секунду).
Типичный для урана ход цепной реакции;
10. Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор.
Выделяют следующие типы стержней (по цели применения):Компенсирующие стержни – компенсируют изначальный избыток
реактивности, выдвигаются по мере выгорания топлива; до 100
штук
Регулирующие стержни – для поддержания критического
состояния в любой момент времени, для остановки, пуска
реактора; несколько штук
Примечание:Выделяют следующие типы стержней (по цели
применения):
Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно
представляют собой различные элементы по конструктивному
оформлению
Аварийные стержни - сбрасываются под действием силы тяжести
в центральную часть активной зоны; несколько штук. Может
дополнительно сбрасываться и часть регулирующих стержней.
11. Классификация ядерных реакторов по спектру нейтронов
Реактор на тепловых нейтронах («тепловой реактор»)Необходим замедлитель быстрых нейтронов (вода, графит, бериллий) до тепловых
энергий (доли эВ).
Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах =>
природный и слабообогащённый уран может быть использован в качестве топлива.
В мощных энергетических реакторах может использоваться уран с высоким
обогащением - до 10 %.
Необходим большой запас реактивности.
Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
Используются карбид урана UC, PuO2 и пр. в качестве замедлителя и замедление
нейтронов гораздо меньше (0,1-0,4 МэВ).
В качестве топлива может использоваться только высокообогащенный уран. Но
при этом эффективность использования топлива в 1.5 раз больше.
Необходим отражатель нейтронов (238U, 232Th). Они возвращают в активную зону
быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th,
расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.
Выбор конструкционных материалов не ограничивается сечением поглощения, Запас
реактивности гораздо меньше.
Реактор на промежуточных нейтронах
Быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1-1000 эВ.
Высокая загрузка ядерного топлива по сравнению с реакторами на тепловых
нейтронах.
Невозможно осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива, как в
реакторе на быстрых нейтронах.
12. По размещению топлива
Гомогенные реакторы - топливо и замедлитель представляют однороднуюсмесь
Ядерное горючее находится в активной зоне реактора в виде
гомогенной смеси: растворы солей урана; суспензии окислов урана в
легкой и тяжелой воде; твердый замедлитель, пропитанный ураном;
расплавленные соли. Предлагались варианты гомогенных реакторов с
газообразным горючим (газообразные соединения урана) или взвесью
урановой пыли в газе.
Тепло, выделяемое в активной зоне, отводится теплоносителем (водой,
газом и т. д.), движущимся по трубам через активную зону; либо смесь
горючего с замедлителем сама служит теплоносителем,
циркулирующим через теплообменники.
Нет широкого применения (Высокая коррозия конструкционных
материалов в жидком топливе, сложность конструкции реакторов на
твердых смесях, больше загрузки слабообогащённого уранового
топлива и др.)
Гетерогенные реакторы – топливо размещается в активной зоне дискретно в
виде блоков, между которыми находится замедлитель
Основной признак - наличие тепловыделяющих элементов
(ТВЭЛов). ТВЭЛы могут иметь различную форму (стержни, пластины
и т. д.), но всегда существует четкая граница между горючим,
замедлителем, теплоносителем и т. д.
Подавляющее большинство используемых сегодня реакторов -
гетерогенные, что обусловлено их конструктивными преимуществами по
сравнению с гомогенными реакторами.
13. По характеру использования
НазваниеНазначение
Мощность
Экспериментальные
реакторы
Изучение различных физических величин,
значения которых необходимы для
проектирования и эксплуатации ядерных
реакторов.
~103Вт
Исследовательские
реакторы
Потоки нейтронов и γ-квантов, создаваемые в
активной зоне, используются для
исследований в области ядерной физики,
физики твердого тела, радиационной химии,
биологии, для испытания материалов,
предназначенных для работы в интенсивных
нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных
реакторов), для производства изотопов.
<107Вт
Выделяющаяс
я энергия, как
правило, не
используется
Изотопные реакторы
Для наработки изотопов, используемых в
ядерном вооружении, например, 239Pu, и в
промышленности.
~103Вт
Энергетические
реакторы
Для получения электрической и тепловой
энергии, используемой в энергетике, при
опреснении воды, для привода силовых
установок кораблей и т. д.
До 3-5 109Вт
14. Сборка гетерогенного реактора
В гетерогенном реакторе ядерное топливо распределено в активнойзоне дискретно в виде блоков, между которыми находится
замедлитель нейтронов
15. Тяжеловодный ядерный реактор
ДостоинстваМеньшее сечение поглощения
нейтронов => Улучшенный
нейтронный баланс =>
Использование в качестве
топлива природного урана
Возможность создания
промышленных тяжеловодных
реакторов для производства
трития и плутония, а также
широкого спектра изотопной
продукции, в том числе и
медицинского назначения.
Недостатки
Высокая стоимость дейтерия
16. Природный ядерный реактор
В природе при условиях, подобныхискусственному реактору, могут
создаваться зоны природного
ядерного реактора.
Единственный известный природный
ядерный реактор существовал 2 млрд
лет назад в районе Окло (Габон).
Происхождение: в очень богатую жилу урановых руд попадает вода с
поверхности, которая играет роль замедлителя нейтронов. Случайный
распад запускает цепную реакцию. При активном ее ходе вода выкипает,
реакция ослабевает – саморегуляция.
Реакция продолжалась ~100000 лет. Сейчас такое невозможно из-за
истощенных природным распадом запасов урана.
Проводятся изыскания на местности с целью исследования миграции
изотопов – важно для разработки методик подземного захоронения
радиоактивных отходов.
17. Сферы использования ядерной энергии
Атомная электростанцияСхема работы атомной электростанции на двухконтурном
водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР)
18.
Кроме АЭС, ядерные реакторы используются:на атомных ледоколах
на атомных подводных лодках;
при работе ядерных ракетных
двигателей (в частности на АМС).
19. Ядерная энергия в космосе
Космический зонд«Кассини», созданный по
проекту НАСА и ЕКА,
запущен 15.10.1997 для
исследования ряда
объектов Солнечной
системы.
Выработка электроэнергии
осуществляется тремя
радиоизотопными
термоэлектрическими
генераторами: "Кассини"
несет на борту 30 кг 238Pu,
который, распадаясь,
выделяет тепло,
преобразуемое в
электричество
20. Космический корабль «Прометей 1»
НАСА разрабатывает ядерный реактор,способный работать в условиях
невесомости.
Цель – электроснабжение космического
корабля «Прометей 1» по проекту
поиска жизни на спутниках Юпитера.
21. Бомба. Принцип неуправляемой ядерной реакции.
Единственная физическая необходимость – получение критическоймассы для k>1.01. Разработки систем управления не требуется –
дешевле, чем АЭС.
Метод «пушки»
Два слитка урана докритических масс при объединении превышают
критическую. Степень обогащения 235U – не менее 80%.
Такого типа бомба «малыш» были сброшены на Хиросиму 06/08/45 8:15
(78-240 тыс. убитых, 140 тыс. умерло в течении 6 мес.)
22. Метод взрывного обжима
Бомба на основе плутония, который с помощью сложнойсистемы одновременного подрыва обычного ВВ сжимается до
сверхкритического размера.
Бомба такого типа «Толстяк» была сброшена на Нагасаки
09/08/45 11:02
(75 тыс. убитых и раненых).
23. Заключение
Энергетическая проблема - одна из важнейших проблем, которыесегодня 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.
Резкий рост производства и потребления энергии выдвинул новую
острую проблему загрязнения окружающей среды, которое представляет
серьезную опасность для человечества.
Мировые энергетические потребности в ближайшее десятилетия
будут интенсивно возрастать. Какой-либо один источник энергии не
сможет их обеспечить, поэтому необходимо развивать все источники
энергии и эффективно использовать энергетические ресурсы.
На ближайшем этапе развития энергетики (первые десятилетия XXI в)
наиболее перспективными останутся угольная энергетика и ядерная
энергетика с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Однако можно
надеяться, что человечество не остановится на пути прогресса,
связанного с потреблением энергии во всевозрастающих количествах.
Энергия, содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая при ядерных реакциях и радиоактивном распаде.
По прогнозам, для обеспечения потребностей человечества в энергии органических топлив хватит на 4 - 5 десятилетий. В будущем основным энергоресурсом может стать солнечная энергия. На переходный период требуется источник энергии, практически неисчерпаемый, дешевый, возобновляемый и не загрязняющий окружающую среду. И хотя ядерная энергия не отвечает полностью всем перечисленным требованиям, она развивается быстрыми темпами и с нею связана наша надежда на решение глобального энергетического кризиса.
Освобождение внутренней энергии атомных ядер возможно делением тяжелых ядер или синтезом легких ядер.
Характеристика атома . Атом любого химического элемента состоит из ядра и вращающихся вокруг него электронов. Ядро атома состоит из нейтронов и протонов. В качестве общего названия протона и нейтрона используется термин нуклон. Нейтроны не имеют электрического заряда, протоны заряжены положительно , электроны - отрицательно . Заряд протона по модулю равен заряду электрона.
Число протонов ядра Z совпадает с его атомным номером в периодической системе Менделеева. Число нейтронов в ядре за небольшим исключением больше или равно числу протонов.
Масса атома сосредоточена в ядре и определяется массой нуклонов. Масса одного протона равна массе одного нейтрона. Масса электрона составляет 1/1836 массы протона.
В качестве размерности массы атомов используется атомная единица массы (а.е.м), равная 1,66·10 -27 кг. 1 а.е.м. приблизительно равна массе одного протона. Характеристикой атома является массовое число А, равное суммарному количеству протонов и нейтронов.
Наличие нейтронов позволяет двум атомам иметь различную массу при одинаковых электрических зарядах ядра. Химические свойства этих двух, атомов будут одинаковыми; такие атомы называются изотопами. В литературе слева от обозначения элемента вверху пишут массовое число, а снизу – число протонов.
В качестве ядерного топлива в таких реакторах используется изотоп урана с атомной массой 235 . Природный уран представляет собой смесь трех изотопов: уран-234 (0,006%), уран-235 (0,711%) и уран-238 (99,283%). Изотоп уран-235 обладает уникальными свойствами - в результате поглощения нейтрона малой энергии получается ядро урана-236, которое затем расщепляется - делится на две приблизительно равные части, называемые продуктами деления (осколками). Нуклоны исходного ядра распределяются между осколками деления, однако не все - в среднем 2-3 нейтрона при этом высвобождается. В результате деления масса исходного ядра полностью не сохраняется, часть ее превращается в энергию, главным образом в кинетическую энергию продуктов деления и нейтронов. Величина этой энергии для одного атома урана 235 равна около 200 МэВ.
В активной зоне обычного реактора мощностью 1000 МВт содержится около 1 тыс.т урана, из которого только 3 - 4 % составляет уран-235. Ежесуточно в реакторе расходуется 3 кг этого изотопа. Таким образом, для снабжения реактора топливом ежесуточно должно перерабатываться 430 кг уранового концентрата, а это в среднем составляет 2150 т урановой руды
В результате реакции деления в ядерном горючем образуются быстрые нейтроны. Если они взаимодействуют с соседними ядрами делящегося вещества и, в свою очередь, вызывают в них реакцию деления, происходит лавинообразное нарастание числа актов деления. Такая реакция деления называется цепной ядерной реакцией деления.
Наиболее эффективны для развития цепной реакции деления нейтроны с энергией менее 0,1 кэВ. Их называют тепловыми, так как их энергия сопоставима со средней энергией теплового движения молекул. Для сравнения-энергия, которой обладают нейтроны, образующиеся при распаде ядер составляет 5 МэВ. Их называют быстрыми нейтронами. Для использования таких нейтронов в цепной реакции необходимо их энергию уменьшить (замедлить). Эти функции выполняет замедлитель. В веществах-замедлителях быстрые нейтроны рассеиваются на ядрах, и их энергия переходит в энергию теплового движения атомов вещества-замедлителя. В качестве замедлителя наиболее широко используется графит, жидкие металлы (теплоноситель 1-го контура).
Быстрое развитие цепной реакции сопровождается выделением большого количества тепла и перегревом реактора. Для поддержания стационарного режима реактора в активную зону реактора вводятся регулирующие стержниизматериалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны, например, из бора или кадмия.
Кинетическая энергия продуктов распада преобразуется в теплоту. Теплота поглощается теплоносителем, циркулирующим в ядерном реакторе, и передается к теплообменнику (1-й замкнутый контур), где производится пар (2-й контур), который вращает турбину турбогенератора. Теплоносителем в реакторе служит жидкий натрий (1-й контур) и вода (2-й контур).
Уран-235 относится к невозобновляемым ресурсам и при использовании его полностью в ядерных реакторах он исчезнет навсегда. Поэтому привлекательным выглядит использование в качестве исходного топлива изотопа уран-238, встречающегося в гораздо больших количествах. Этот изотоп не поддерживает цепную реакцию под воздействием нейтронов. Но он может поглощать быстрые нейтроны, образуя при этом уран-239. В ядрах урана-239 начинается бета-распад и образуется нептуний-239 (не встречающийся в природе). Этот изотоп также распадается и превращается в плутоний-239 (не встречающийся в природе). Плутоний-239 даже в большей степени подвержен тепловой нейтронной реакции деления. В результате реакции деления в ядерном горючем плутоний-239 образуются быстрые нейтроны, которые вместе с ураном образуют новое горючее и продукты деления, выделяющие в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) теплоту. В результате из килограмма природного урана можно получить в 20-30 раз больше энергии, чем в обычных ядерных реакторах на уране-235.
В современных конструкциях в качестве теплоносителя используют жидкий натрий. В этом случае реактор может работать при более высоких температурах, увеличивая тем самым термический КПД электростанции до 40% .
Однако физические свойства плутония: токсичность, малая критическая масса для самопроизвольной реакции деления, воспламенение в кислородной среде, хрупкость и самонагрев в металлическом состоянии делают его трудным в производстве, обработке и обращении. Поэтому реакторы-размножители пока менее распространены, чем реакторы на тепловых нейтронах.
В мирных целях атомная энергия используется в атомных электростанциях. Доля АЭС в мировом производстве электроэнергии составляет около 14% .
В качестве примера рассмотрим принцип получения электроэнергии на Воронежской АЭС. В активную зону реактора по каналам направляют под давлением 157 ATM (15,7 МПа) жидкий металлический теплоноситель с температурой на входе 571 К, который нагревается в реакторе до 595 К. Металлический теплоноситель направляется в парогенератор, в который поступает холодная вода, превращающаяся в пар с давлением 65,3 ATM (6,53 МПа). Пар подается на лопатки паровой турбины, которая вращает турбогенератор.
В ядерных реакторах температура производимого пара существенно ниже, чем в парогенераторе ТЭС на органическом топливе. В результате термический КПД АЭС, работающих с водой в качестве теплоносителя, только 30%. Для сравнения, у электростанций, работающих на угле, нефти или газе он достигает 40%.
Атомные электростанции используются в системах электро- и тепло-снабжения населения, а мини-АЭС на морских судах (атомоходы, атомные подводные лодки) для электропривода гребных винтов).
В военных целях ядерную энергию используют в атомных бомбах. Атомная бомба является особым реактором на быстрых нейтронах , в котором происходит быстрая неуправляемая цепная реакция с большим коэффициентом размножения нейтронов. В ядерном реакторе атомной бомбы не предусматриваются замедлители. Размеры и масса устройства вследствие этого становятся небольшими.
Ядерный заряд бомбы на уране-235 делится на две части, в каждой из которых цепная реакция невозможна. Для осуществления взрыва одна из половин заряда выстреливается в другую, а при их соединении почти мгновенно происходит взрывная цепная реакция. Взрывная ядерная реакция приводит к выделению огромной энергии. При этом достигается температура около ста миллионов градусов. Происходит колоссальный рост давления и образуется мощная взрывная волна.
Первый ядерный реактор был пущен в Чикагском университете (США) 2 декабря 1942 года. Первая атомная бомба была взорвана 16 июля 1945 года в Нью-Мехико (г.Аламогордо). Она представляла собой устройство, созданноенапринципе деления плутония. Бомба состояла из плутония, окруженного двумя слоями химического взрывчатого вещества с взрывателями.
Первой атомной электростанцией, давшей ток в 1951 году, была АЭС EBR -1 (США). В бывшем СССР - Обнинская АЭС (Калужская обл, дала ток 27 июня 1954). Первая в СССР АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 12 МВт была пущена в 1969 году в городе Димитровграде. В 1984 году в мире работало 317 атомных электростанций суммарной мощностью 191 тысяча МВт, что составило на тот период 12% (1012 кВт-ч) мирового производства электроэнергии. Крупнейшей в мире АЭС по состоянию на 1981 год была АЭС "Библис"(ФРГ), тепловая мощность реакторов которой составляла 7800 МВт.
Термоядерными реакциями называются ядерные реакции синтеза легких ядер в более тяжелые. Элементом, используемым при термоядерном синтезе, является водород. Главное преимущество термоядерного синетза - практически неограниченные ресурсы исходного сырья, которое может быть добыто из морской воды. Водород в том или ином виде составляет 90 % всего вещества. Топлива для термоядерного синтеза, содержащегося в мировом океане, хватит более чем на 1 млрд лет (солнечное излучение и человечество в солнечной системе просуществует ненамного дольше). Сырье для термоядерного синтеза, содержащееся в 33 км океанской воды эквивалентно по своему энергосодержанию всем ресурсам твердых топлив (на Земле воды в 40 миллионов раз больше). Энергия дейтерия, заключенного в стакане воды, эквивалентна сжиганию 300 литров бензина.
Существует 3 изотопа водорода : их атомные массы -1,2 (дейтерий), 3 (тритий). Эти изотопы могут воспроизводить такие ядерные реакции, при которых суммарная масса конечных продуктов реакции меньше, чем суммарная масса веществ, вступивших в реакцию. Разница в массах, как и в случае реакции деления, составляет кинетическую энергию продуктов реакции. В среднем уменьшение массы вещества, участвующего в реакции термоядерного синтеза, на 1 а.е.м. соответствует выделению 931 МэВ энергии:
H 2 +H 2 = H 3 + нейтрон +3,2 МэВ,
H 2 +H 2 = H 3 + пpoтон +4,0 МэВ,
H 2 +H 3 = Не 4 + нейтрон +17,б МэВ.
Трития в природе практически нет. Его можно получить при взаимодействии нейтронов с изотопами лития:
Li 6 +нейтрон = Не 4 +H 3 + 4,8 МэВ.
Слияние ядер легких элементов не происходит естественно (исключая процессы в космосе). Для того, чтобы заставить вступить ядра в реакцию синтеза требуются высокие температуры (порядка 107 -109К). При этом газ представляет собой ионизированную плазму. Проблема удержания этой плазмы представляет собой главное препятствие на пути использования этого метода получения энергии. Температура порядка 10 миллионов градусов характерна для центральной части Солнца. Именно термоядерные реакции являются источником энергии, обеспечивающим излучение Солнца и звезд.
В настоящее время ведутся теоретические и экспериментальные работыпоисследованию способов магнитного и инерционного удержания плазмы.
Метод использования магнитных полей. Создается магнитное поле, которое пронизывает канал движущейся плазмы. Заряженные частицы,из которых состоит плазма, во время движения в магнитном поле подвергаются воздействию сил, направленных перпендикулярно движению частиц и линиям магнитного поля. Вследствие действия этих сил частицы будут двигаться по спирали вдоль линий поля. Чем сильнее магнитное поле, тем плотнее становится поток плазмы, изолируясь тем самым от стенок оболочки.
Инерционное удержание плазмы . В реакторе осуществляются термоядерные взрывы с частотой 20 взрывов в секунду. Для реализации этой идеи частицу термоядерного топлива нагревают с помощью сфокусированного излучения 10 лазеров до температуры зажигания реакции синтеза за время, прежде- чем она успеет разлететься на заметное расстояние вследствие теплового движения атомов (10-9 с).
Термоядерный синтез лежит в основе водородной (термоядерной) бомбы. В такой бомбе происходит самоподдерживающаяся термоядерная реакция взрывного характера. Взрывчатым веществом является смесь дейтерия и трития. В качестве источника энергии активации (источник высоких температур) используется энергия ядерной бомбы деления. Первая в мире термоядерная бомба была создана в СССР в 1953 году.
В конце 50-х годов в СССР начались проработки идеи термоядерного синтеза в реакторах типа ТОКАМАК (тороидальная камера в магнитном поле катушки). Принцип работы заключается в следующем: тороидальная камера вакуумируется и заполняется газовой смесью дейтерия и трития. По смеси пропускается ток в несколько миллионов ампер. За 1-2 секунды температура смеси поднимается до сотен тысяч градусов. В камере образуется плазма. Дальнейший разогревее осуществляется инжекцией нейтральных атомов дейтерия и трития с энергией 100 - 200 кэВ. Температура плазмы поднимается до десятков миллионов градусов и начинается самоподдерживающаяся реакция синтеза. Через 10-20 минут в плазме накопятся тяжелые элементы из частично испаряющегося материала стенок камеры. Плазма остывает, термоядерное горение прекращается. Камеру нужно снова отключать и очистить от накопившихся примесей. Размеры тора при тепловой мощности реактора 5000 МВт следующие: Внешний радиус -10м; внутренний радиус - 2,5 м.
Исследования по изысканию способа управления термоядерными реакциями, т.е. применению термоядерной энергии в мирных целях, развиваются с большой интенсивностью.
В 1991 году на совместной европейской установке в Великобритании впервые было достигнуто значительное энерговыделение в ходе управляемого термоядерного синтеза. Оптимальный режим поддерживался в течение 2 секунд и сопровождался высвобождением энергии порядка 1,7 МВт. Максимальная температура составила 400 млн градусов.
Термоядерный электрогенератор. При использовании дейтерия в качестве термоядерного топлива две трети энергии должно освобождаться в виде кинетической энергии заряженных частиц. Электромагнитными методами эта энергия может быть превращена в электрическую энергию.
Электроэнергия может быть получена при стационарном режиме работы установки и импульсном. В первом случае получающиеся в результате самоподдерживающейся реакции синтеза ионы и электроны тормозятся магнитным полем. Ионный ток от электронного отделяется при помощи поперечного магнитного поля. КПД такой системы при прямом торможении будет около 50%, а остальная энергия перейдет в тепло.
Термоядерные двигатели (не реализованы). Область применения: космические аппараты. Полностью ионизированная дейтериевая плазма при температуре 1 миллиард градусов Цельсия удерживается в виде шнура линейным магнитным полем катушек из сверхпроводников. Рабочее тело подается в камеру через стенки, охлаждая их, и нагревается, обтекая плазменный шнур. Осевая скорость истечения ионов на выходе из магнитного сопла 10000 км/с.
В 1972 году на одном заседаний Римского клуба - организации, изучающей причины и занимающейся поиском решений проблем планетарного масштаба - прозвучал доклад, подготовленный учеными Э. фон Вайнцзеккером, А. Х.Ловинсом и произведший эффект разорвавшейся бомбы. Согласно данным, приведенным в докладе находящихся на планете источников энергии - угля, газа, нефти и урана - хватит до 2030 года. Для добычи угля, с которого можно будет получить энергии на 1 доллар, потребуется затратить энергию, стоимостью 99 центов.
Урана-235, служащего топливом для атомных электростанций, в природе не так уж и мною: всего в мире 5% от общего количества урана, 2% из них приходится на Россию. Поэтому АЭС могут использоваться только во вспомогательных целях. Исследования ученых, пытавшихся получать энергию из плазмы на "ТОКАМАКах", остались по сей день дорогостоящими упражнениями. В 2000 году появились сообщения, что Европейское атомное сообщество (ЦЕРН) и Япония строят первый сегмент ТОКАМАКа.
Спасением может оказаться не "мирный атом" АЭС, а "военный" – энергия термоядерной бомбы.
Свое изобретение российские ученые назвали котел взрывного сгорания (КВС). В основе принципа действия КВС лежит взрыв сверхмалой термоядерной бомбы в специальном саркофаге - котле. Взрывы происходят регулярно. Интересно, что в КВС давление на стенки котла во время взрыва оказывается меньше, чем в цилиндрах обыкновенного автомобиля.
Для безопасной работы КВС внутренний диаметр котла должен быть не менее 100 метров. Двойные стальные стенки и железнобетонная оболочка 30 метровой толщины будут гасить колебания. На сооружение его только высококачественной стали пойдет как на два современных военных линкора. Возводить КВС планируется 5 лет. В 2000 году в одном из закрытых городов России был подготовлен проект по строительству экспериментальной установки под "бомбу" в 2-4 килотонны ядерного эквивалента. Стоимость этого КВС - 500 миллионов долларов. Ученые подсчитали, что он окупится через год, и еще 50 лет будет давать практически бесплатные электроэнергию и тепло. По словам руководителя проекта, стоимость энергии, эквивалентной выделяемой при сжигании тонны нефти, будет менее 10 долларов.
40 КВГ способны удовлетворить потребности всей национальной энергетики. Сотня - всех стран Евразийского континента.
В 1932 году был экспериментально обнаружен позитрон - частица с массой электрона, но с положительным зарядом. Вскоре было высказано предположение о существовании в природе зарядовой симметрии: а) у каждой частицы должна быть античастица; б) законы природы не изменяются при замене всех частиц соответствующими античастицами и наоборот. Антипротон и антинейтрон были открыты в середине 50-х годов. В принципе может существовать антивещество, состоящее из атомов, в ядра которых входят антипротоны и антинейтроны, а их оболочку образуют позитроны.
Сгустки антивеществ космологических размеров составляли бы антимиры, но они не обнаружены в природе. Антивещество синтезировано лишь в лабораторных масштабах. Так, в 1969 году на Серпуховском ускорителе советские физики зарегистрировали ядра антигелия, состоящие из двух антипротонов и одного антинейтрона.
Применительно к возможностям преобразования энергии антивещество примечательно тем, что при соприкосновении его с веществом происходит аннигиляция (уничтожение) с высвобождением колоссальной энергии (оба типа вещества исчезают, превращаясь в излучение). Так, электрон и позитрон, аннигилируя, порождают два фотона. Один вид материи – заряженные массивные частицы - переходит в другой вид материи - в нейтральные безмассовые частицы. Пользуясь соотношением Эйнштейна об зквивалентности энергии и массы (E=mc 2), нетрудно рассчитать, что при аннигиляции одного грамма вещества возникает такая же энергия, какую можно получить при сжигании 10000 тонн каменного угля, а одной тонны антивещества было бы достаточно, чтобы обеспечить на год энергией всю планету.
Астрофизики полагают, что именно аннигиляция обеспечивает гигантскую энергию квазизвездных объектов - квазаров.
В 1979 году группе американских физиков удалось зарегистрировать наличие природных антипротонов. Их принесли космические лучи.
Вклад ядерной техники и технологий в обеспечение безопасности государства принято разделять на сферы гражданского (мирного) и военного применения. Такое разделение в известном смысле условно, поскольку конверсия ядерных технологий имела место на всех этапах их развития.
Основные направления мирного использования ядерной энергии:
- электроэнергетика;
- теплоснабжение населенных пунктов (коммунальное) и промышленных объектов (промышленное), опреснение морской воды;
- энергетические установки транспортного назначения, используемые в качестве энергоисточников на судах морского флота - ледоколах, лихтеровозах и др.;
- освоение месторождений арктического континентального шельфа;
- энергетические установки для энергоснабжения искусственных космических систем и объектов; ракетные двигатели;
- исследовательские реакторные установки различного назначения;
- получение изотопной продукции, необходимой для использования в медицине, технике, сельском хозяйстве;
- промышленное применение подземных ядерных взрывов.
- Основные направления военного использования ядерной энергии:
- наработка оружейных ядерных материалов;
- ядерное оружие;
- энергетические установки, используемые для накачки энергией лазерного оружия;
- энергетические установки для подводных лодок и надводных кораблей военно-морского флота и космических аппаратов.
Электроэнергетика.
На большинстве действующих энергоблоков используются реакторы с водой под давлением (PWR, ВВЭР) или кипящие (BWR, РБМК), позволяющие достигнуть КПД электрогенерирования 31...33%. Быстрые и высокотемпературные (газоохлаждаемые) реакторы обеспечивают КПД электрогенерирования 41 ...43 %. Переход к газотурбинному преобразованию энергии при температуре за газоохлаждаемым реактором около 900 °С позволяет повысить КПД электрогенерирования до 48...49 %.
В 2002 г. общее мировое производство электроэнергии всех работающих атомных энергоблоков (441 блок суммарной установленной электрической мощностью 359 ГВт) равнялось 2574 ТВт-ч (примерно 16% производимой электроэнергии и 6 % мирового топливно-энергетического баланса).
Теплоснабжение с использованием атомных энергоисточников в настоящее время (при его ограниченных объемах) является достаточно подготовленным в техническом отношении, и его практическая реализация рассматривается как имеющая особое значение при замещении органического топлива ядер-ным. Применение ядерной энергетики в целях теплоснабжения населенных пунктов и промышленности началось практически одновременно с производством электричества ядерны-ми энергетическими реакторами.
Существуют три способа централизованного теплоснабжения от атомного источника:
- атомная тепловая электростанция (АТЭЦ) для комбинированной выработки электроэнергии и теплоты в одном агрегате;
- атомные котельные, служащие только для производства пара низкого давления и горячей воды (способ реализован в достаточно малых масштабах);
- использование теплофикационных возможностей конденсационных АЭС для получения теплоты.
Отпуск теплоты для отопления
производят все АЭС России и стран СНГ, а также многие зарубежные (Болгария, Венгрия, Германия, Канада, США, Швейцария и др.). В соответствии с «Энергетической стратегией России на период до 2020 г.» производство тепловой энергии в России с использованием атомных источников увеличится с 6 млн Гкал в 1990 г. до 15 млн Гкал в 2020 г. Рост производства тепловой энергии предполагается за счет создания технических возможностей передачи тепловой энергии от АТЭЦ и действующих АЭС. При этом факторами, влияющими на экономическую эффективность теплоснабжения с использованием атомного энергоисточника, являются тип реакторной установки и капиталовложения в нее, концентрация тепловых нагрузок пользователей, протяженность магистральных тепловых сетей, а также сравнительные цены на ядерное и органическое топливо.
Использование тепловой энергии АЭС в промышленном масштабе в странах бывшего СССР было начато в конце 50-х гг. на Сибирской АЭС, где теплота использовалась для обогрева промышленных помещений и жилых домов. Высокая надежность и безопасность систем теплоснабжения была продемонстрирована на Билибинской АТЭЦ, работающей на Чукотке с 1974 г. Последний, четвертый, энергоблок был пущен в 1976 г. БиАТЭЦ - единственная в мире атомная станция, спроектированная для производства электроэнергии и теплоты для производственных и бытовых нужд Крайнего Севера в условиях вечной мерзлоты.
В России и за рубежом разработаны проекты реакторов средней и малой мощности, предназначенные только для теплофикационных целей - АСТ-500 (Россия), NHR-200 (Китай), SES-10 (Канада), Geyser (Швейцария и др.), а также для двухцелевого использования, т.е. для выработки теплоты и электричества -ВК-300, РУТА, АТЭЦ-200, АБВ, Саха-32 и КЛТ-40 (Россия), SMART (Республика Корея), CAREM-25 (Аргентина), MRX (Япония), ISIS (Италия).
Степень проработанности проектов варьируется от эскизного до рабочего. Для некоторых проектов построены и работают демонстрационные установки (SDR для SES-10, NHR-5 для NHR-200).
Теплота высокого температурного потенциала (до 1000 °С и выше), необходимая для химической промышленности, производства водорода, черной металлургии и других энергоемких технологий, может быть получена в охлаждаемых гелием реакторах. Реализация разработанных проектов таких реакторов и обеспечиваемых ими энерготехнологических комплексов технически реальна, но при современной стоимости органического топлива предпочтение отдается традиционным технологиям, использующим это топливо.
Опреснение. Одной из значительных и перспективных областей применения реакторов малой и средней мощности может стать опреснение морской воды и других сильно минерализованных и засоленных вод (шахтных и т.п.). Крупномасштабное производство пресной воды на основе применения ядерной энергии впервые было освоено в СССР. В 1973 г. в Казахстане был введен в эксплуатацию крупный промышленный водоопреснительный комплекс с быстрым реактором БН-350 с жидкометаллическим (натриевым) теплоносителем.
Многолетний опыт эксплуатации этого комплекса, многочисленные отечественные и зарубежные проектные проработки опреснительных установок с различными типами реакторов, детальное изучение проблемы в рамках исследовательских программ Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) позволяют считать ядерные реакторы экономически перспективными источниками энергоснабжения опреснительных установок, обеспечивающими возможность производства пресной воды на обширных территориях с децентрализованным энергоснабжением, что характерно для многих вододефицитных районов мира.
Транспортные энергетические установки.
Судовые и корабельные ядерные установки были спроектированы и построены в России, США, ФРГ, Японии, Великобритании, Франции, Китае. Первое в мире атомное гражданское судно - атомный ледокол "Ленин" -было построено в 1959 г., а далее введена в эксплуатацию серия атомных ледоколов ("Арктика", "Сибирь", "Россия", "Советский Союз", "Таймыр", "Вайгач", "Ямал") и контейнеровоз-лихтеровоз "Севморпуть". Опыт гражданского атомного судостроения в других странах (США - "Саванна", 1962 г.; ФРГ - "Отто Ганн", 1968 г.; Япония - "Муцу", 1974 г.) был несравненно меньшим.
Суммарная безаварийная работа ЯЭУ на российских ледоколах и лихтеровозе превысила 160 реакторо-лет; наработка оборудования на первых ЯЭУ составила более 100... 120 тыс.ч с сохранением работоспособности. За 35 лет эксплуатации атомных ледоколов и 9 лет эксплуатации "Севморпути" на них не было ядерно- или радиационно опасного инцидента, который привел бы к срыву рейса, облучению персонала или отрицательному воздействию на окружающую среду. Не отмечалось случаев профессионального заболевания, связанного с работой на реакторной установке.
Первые атомные подводные лодки были построены и переданы флоту в США в 1954 г., в России - в 1958 г. Впоследствии подводные лодки начали строить в Великобритании, Франции и Китае (соответственно 1963, 1971 и 1974 гг.). В России в период с 1957 г. по 1995 г. построена 261 атомная подводная лодка; основная часть АПЛ имеет по два ядерных реактора.
В условиях ограничения и сокращения вооружений на повестку дня поставлены задачи создания эффективной технологии утилизации снятых с эксплуатации атомных подводных лодок, а также - выбора и экономического обоснования новых областей применения эффективных технологий судовых ядерных энергетических установок. Среди последних лидируют:
плавучие атомные электростанции для снабжения электроэнергией и теплотой отдаленных регионов, не имеющих централизованного энергоснабжения.
К ним относятся
- северное и восточное побережья России, территории вдоль сибирских рек, некоторые островные страны Тихого океана и др.;
- плавучие атомные энергоблоки для опреснения морской воды;
- подводные аппараты для изучения Мирового океана, обследования затонувших судов, освоения придонных территорий, промышленной добычи железо-марганцевых конкреций и других полезных ископаемых со дна морей и океанов.
Освоение месторождения арктического континентального шельфа. В 90-е гг. прошлого века в России началась разработка проектов освоения месторождений арктического континентального шельфа. Общие (извлекаемые) запасы углеводородов на акватории Северного Ледовитого океана оцениваются в 100 млрд т у.т. Исследования российских проектных организаций показали возможность применения ядерной энергии для решения широкого круга задач энергообеспечения морского нефтегазового технологического цикла на арктическом шельфе. Появились проекты ядерного энергообеспечения добычи углеводородов на платформах в Баренцевом море, транспорта газа по подводным газопроводам на большие расстояния, крупнотоннажных подводных челночных танкеров (проекты атомного подводного ледокольного танкера КБ «Малахит», г. Санкт-Петербург; атомного подводного танкера для перевозки жидкого топлива из России в Японию, КБ «Лазурит», г. Нижний Новгород).
В рамках проекта освоения гигантского Штокмановского газоконденсатного месторождения выполнена оценка и показана возможность создания атомной подводной станции для перекачки природного газа по протяженным подводным газопроводам на большой глубине. В проектах новых установок использованы технические решения из обширного российского опыта проектирования и эксплуатации ЯЭУ с реактором с водой под давлением для Военно-морского флота и атомных ледоколов.
Ядерные энергетические установки на космических аппаратах могут использоваться как бортовые источники энергии или/и двигатели и имеют безусловные преимущества для космических ракетных кораблей при дальних межпланетных полетах, когда химические источники и/или поток солнечного излучения не могут обеспечить необходимую энерговооруженность экспедиции.
В России одним из основных направлений в разработке космических ЯЭУ является использование реакторов со встроенными в активную зону термоэмиссионными преобразователями - эффективных источников энергии для доставки космических аппаратов на геостационарную и другие энергоемкие орбиты с помощью электрореактивной двигательной установки (ЭРДУ).
Первые летные испытания космической ЯЭУ «Бук» мощностью 3 кВт(эл.) с термоэмиссионными преобразователями, разрабатываемой с 1956 г., прошли в октябре 1970 г. (ИСЗ «Космос-367»). До 1988 г., когда был запущен ИСЗ «Космос-1932», в космос было отправлено 32 ЯЭУ «Бук».
Проводившиеся с 1958 г. разработки термоэмиссионной ЯЭУ «Топаз» мощностью 5...7 кВт(эл.) с многоэлементными электрогенерирующими каналами (ЭГК) включали проведение (начиная с 1970 г.) ресурсных испытаний на мощности семи образцов ЯЭУ. Первый в мире космический запуск термоэмиссионной ЯЭУ состоялся 02.02.1987 г. в составе экспериментального космического аппарата «Плазма-А» (ИСЗ «Космос-1818», орбита высотой 810/970 км). ЯЭУ проработала в автономном режиме 142 сут, вырабатывая свыше 7 кВт электроэнергии. Второй пуск ЯЭУ «Топаз» был осуществлен 10.07.1987 г. (ИСЗ Космос-1867», орбита высотой 797/813 км). Эта установка проработала в космосе 342 сут, выработав более 50 тыс. кВт-ч электроэнергии.
Значительный объем исследований, проектных и конструкторских разработок, дореак-торных и реакторных испытаний выполнен для решения задачи создания ядерного ракетного двигателя (ЯРД) прямого действия, в котором водород, нагретый в активной зоне до температуры 2500...2800 К, расширяется в сопловом аппарате, обеспечивая получение удельного импульса около 850...900 с. Наземные испытания реакторов-прототипов подтвердили техническую возможность создания ЯРД с тягой несколько десятков (сотен) тонн.
Одной из наиболее предпочтительных схем применения ядерных реакторов в составе космических аппаратов является их использование для двух целей: на этапе вывода космических аппаратов с низкой околоземной орбиты на орбиту функционирования, как правило геостационарную, для электроснабжения маршевой ЭРДУ и на последующем этапе целевого использования - для энергопитания бортовой и функциональной аппаратуры космических аппаратов на конечной орбите.
В качестве нетрадиционного подхода к созданию ЯЭУ, предназначенной для работы в двух режимах со значительно различающейся электрической мощностью 100. ..150 кВт и 20...30 кВт со сроком службы до 15- 20 лет, ракетно-космической корпорацией «Энергия» предлагается новый принцип построения ЯЭУ. Для этого варианта предусмотрено разделение функций преобразования тепловой энергии в электрическую в транспортном режиме и режиме целевого использования космического аппарата между двумя соответствующими типами преобразователей: встроенным в активную зону реактора термоэмиссионным преобразователем, который применяется для энергопитания ЭРДУ (транспортный режим) и имеет короткий ресурс до 1,5 года, и размещенным вне активной зоны (для длительного энергопитания аппаратуры космического аппарата). Необходимая для функционирования энергия (в последнем случае) доставляется теплоносителем, нагреваемым в активной зоне реактора.
Прототипом термоэлектрического генератора рассматриваемой двухрежимной ЯЭУ может служить термоэлектрический генератор, разрабатывавшийся в США для установки SP-100 (ядерная энергоустановка на основе быстрого реактора, охлаждаемого литием, в которой кремний-германиевый термоэлектрический преобразователь планировался в качестве основного генератора энергии).
Исследовательские реакторные установки. По данным МАГАТЭ, на август 2000 г. в 60 странах мира находится в эксплуатации 288 исследовательских реакторов, их суммарная тепловая мощность составляет 3205 МВт (рис. В.2.1). Число действующих исследовательских реакторов в основных странах мира: Россия - 63, США - 55, Франция - 14, Германия- 14, Япония-20, Канада-9, Китай - 9, Великобритания - 3.324 исследовательских реактора остановлены и выведены из эксплуатации по причинам выработки ресурса основного технологического оборудования или завершения программ запланированных исследований. Из них по 21 реактору имеются проекты и выполняются работы по снятию с эксплуатации.
Рис. В.2.1. Число исследовательских реакторов в мире и их суммарная тепловая мощность
Получение изотопной продукции. Радиоактивные и стабильные нуклиды используются в составе различных приборов и установок, а также в качестве меченых соединений для научных исследований, технической и медицинской диагностики, лечения и изучения технологических процессов (табл. В.2.1 и В.2.2).
Радионуклиды получают путем облучения специальных материалов-мишеней в ядерных реакторах, а также на сильноточных ускорителях заряженных частиц - циклотронах и электронных ускорителях (табл. В.2.3, В.2.4).
Некоторые радионуклиды выделяют из облученного ядерного топлива как продукты деления. Ряд короткоживущих радионуклидов, предназначенных в основном для медицинских целей, получают непосредственно в клиниках с помощью так называемых генераторов короткоживущих нуклидов, которые представляют собой генетически связанные системы из двух нуклидов: долгоживущего (материнского) и короткоживущего (дочернего), который можно выделять по мере его накопления.
Промышленное применение подземных ядерных взрывов (ПЯВ) исследовалось с конца 1950-х гг. в основном в СССР и США. Впоследствии эта деятельность была регламентирована такими международными соглашениями, как договор «Об ограничении подземных испытаний ядерного оружия» (1974 г.); договор «О подземных ядерных взрывах в мирных целях» (1976 г.), а также Протоколом к последнему договору (1990 г.). В соответствии с этими соглашениями мощность каждого промышленного ПЯВ не должна превышать 150 кт. Суммарная мощность всех проведенных «мирных» ПЯВ не превышает 3...4 Мт.
В 1957 г. в Национальной Ливерморской лаборатории им. Лоуренса (США) по инициативе Э. Теллера и Г. Сиборга была разработана экспериментальная программа "Ploughshare" («Плужный лемех»), в рамках которой в период до 1973 г., когда эта программа была прекращена по техническим и экологическим соображениям, было проведено 27 ПЯВ. Возможными направлениями практического применения ПЯВ рассматривались: разработка нефтеносных сланцев в шт. Колорадо, углубление Панамского канала, сооружение гаваней на Аляске и на северо-западе Австралии, строительство канала через перешеек Кра в Таиланде и т.п.
Из 27 ПЯВ вне полигона в шт. Невада было проведено 4 ПЯВ. Из них наиболее удачным был взрыв 1967 г. с целью интенсификации добычи газа на месторождении в шт. Нью-Мексико, способствовавший 7-кратному увеличению давления в скважине. Успешными были также 5 ПЯВ на полигоне в шт. Невада, проведенные с экскавационными (на выброс грунта) целями.
Значительно более масштабный характер носило использование промышленных ПЯВ в СССР. Начиная с 15 января 1965 г., когда на Грачевском нефтяном месторождении в Башкирии успешно был проведен эксперимент по интенсификации с помощью ПЯВ притока нефти и газа на промысловых скважинах, по 1987 г. было проведено 115 ПЯВ (из них 81 -на территории России).
Их использовали для глубинного сейсмозондирования земной коры и мантии (39); интенсификации добычи нефти (20) и газа (1); сооружения подземных емкостей для углеводородного сырья (36); глушения аварийных газовых фонтанов на промыслах (5); экскавации грунта на трассе канала в связи с реализацией проекта переброски части стока северных рек европейской части России на юг (1 тройной ПЯВ); создания плотин (2) и водохранилищ (9); дробления рудных залежей (3); захоронения биологически опасных промстоков (2); предупреждения газовых выбросов в угольной шахте (1).