Ликбез: Как получают атомную энергию. Сферы и направления использования ядерной энергии Ядерная и атомная энергия одно и тоже

университет управления”
Кафедра управления инновациями
по дисциплине:”Концепции современного естествознания”
Презентация на тему: Ядерная
энергия: её сущность и
использование в технике и
технологиях

План презентации

Введение
Ядерная 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 числа
нейтронов 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 однородную
смесь
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

Название
Назначение
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 активной
зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится
замедлитель нейтронов

15. Тяжеловодный ядерный реактор

Достоинства
Меньшее 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, подобных
искусственному 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 электростанция
Схема 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 критической
массы 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 сложной
системы 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, 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.
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.

4. Атомные электростанции

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

H 2 +H 2 = H 3 + нейтрон +3,2 МэВ,

H 2 +H 2 = H 3 + пpoтон +4,0 МэВ,

H 2 +H 3 = Не 4 + нейтрон +17,б МэВ.

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

Li 6 +нейтрон = Не 4 +H 3 + 4,8 МэВ.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Эйнштейн установил связь между энергией и массой в своем уравнении:

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

таким образом тело человек массой 70 кг содержит в себе энергию

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

Мощность.

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

мощность= энергия(работа)/время

размерность [Дж/сек = Вт]

Закон сохранения энергии

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

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

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

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

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

Преобразование энергии

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

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

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

АЭС (с одноконтурным реактором)

История развития Атомной энергетики

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Атомная энергия - энергия, выделяющаяся в процессе превращения атомных ядер. Источником атомной энергии является внутренняя энергия атомного ядра.

Более точное название атомной энергии - ядерная энергия. Различают два получения ядерной энергии:
- осуществление ядерной цепной реакции деления тяжелых ядер;
- осуществление термоядерной реакции синтеза легких ядер.

Мифы об атомной энергии

Мировые запасы урана иссякают. Об истощении природных ресурсов в наше время знает даже ребёнок. И действительно, запасы многих полезных ископаемых стремительно иссякают. Запасы урана в настоящее время оцениваются как "относительно ограниченные", но это не так уж и мало. Для сравнения, урана столько же, сколько олова и в 600 раз больше, чем золота. По предварительной оценке учёных, запасов этого радиоактивного метала должно хватить человечеству на ближайшие 500 лет. К тому же современные реакторы могут использовать в качестве топлива торий, а его мировые запасы в свою очередь превышают запасы урана в 3 раза.

Атомная энергия крайне отрицательно воздействует на окружающую среду. Представители различных антиатомных кампаний часто заявляют, что атомная энергия содержит "скрытые эмиссии" газов, которые оказывают отрицательное воздействие на окружающую среду. Но по всем современным сведениям и подсчетам атомная энергия даже по сравнению с солнечной или гидроэнергией, которые считаются практически экологически безвредными, содержит достаточно низкий уровень углерода.

Ветровая и энергия волн гораздо менее вредны с точки зрения экологии. В действительности же ветряные станции строятся или уже построены на важнейших прибрежных участках, и само строительство уже определенно загрязняет окружающую среду. А строительство волновых станций еще является экспериментальным, и его влияние на окружающую среду точно не известно, поэтому их сложно назвать намного более экологически устойчивыми по сравнению с атомной энергией.

На территории нахождения атомных реакторов выше уровень заболевания лейкемией. Уровень заболевания лейкемией среди детей в близости от АЭС не выше чем, например, в районах около так называемых, органических ферм. Территория распространения этого заболевания может охватить как территорию вокруг атомной станции, так и национальный парк, степень опасности абсолютно одинакова.

Атомные реакторы производят слишком много отходов. На самом деле атомная энергия производит минимальное количество отходов, вопреки заявлениям защитников окружающей среды. Земля вовсе не заполнена радиоактивными отходами. Современные технологии производства атомной энергии позволят свести к минимуму долю от общего количества радиоактивных отходов в течение ближайших 20-40 лет.

Атомная энергия способствует распространению в мире оружия. Увеличение количества атомных станций приведет как раз к сокращению распространения оружия. Атомные боеголовки производят реакторное топливо очень хорошего качества, а реакторные боеголовки производят около 15% мирового ядерного топлива. Возрастающий спрос на реакторное топливо, как предполагается, "отвлечет" подобные боеголовки от потенциальных террористов.

Террористы выбирают атомные реакторы в качестве мишеней. После трагедии 11 сентября 2001 года был проведен ряд научных исследований с целью определения вероятности нападения на атомные объекты. Однако последние британские исследование доказали, что атомные станции вполне способны "выдержать" даже налет Боинга 767-400. Новое поколение атомных реакторов будет сконструировано с усиленным уровнем защиты от потенциальных атак всех существующих самолетов, а также планируется введение специальных функций систем безопасности, которые могут активизироваться без вмешательства человека или компьютерного контроля.

Атомная энергия является очень дорогостоящей. Спорное утверждение. По данным британского министерства торговли и промышленности, расходы на производство электричества атомными станциями, превышают лишь цены на газ, и в 10-20 раз меньше энергии, произведенной береговыми ветряными станциями. Кроме этого, 10% от общей стоимости атомной энергии приходится на уран, и атомная энергия не настолько подвержена постоянным колебаниям цен на такие виды топлива, как газ или нефть.

Вывод атомной станции из эксплуатации обходится очень дорого. Подобное высказывание распространяется только на атомные станции, построенные ранее. Многие из существующих ныне атомных реакторов были построены без расчета на последующий вывод их из эксплуатации. Но при строительстве новых атомных станций этот момент уже будет учитываться. Однако стоимость вывода АЭС из эксплуатации будет входить в стоимость электричества, за которое платят потребители. Современные реакторы рассчитаны на работу в течение 40 лет, и сумма за вывод их из эксплуатации будет выплачиваться в течение этого длительного срока, а потому будет незначительно сказываться на цене электричества.

Строительство АЭС занимает слишком долгое время. Это, пожалуй, самое немотивированное из всех заявлений антиатомных кампаний. Строительство АЭС занимает от 4 до 6 лет, что сопоставимо со сроками возведения "традиционных" электростанций. Модульное строение новых АЭС может несколько ускорить процесс возведения атомных электростанций.

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

Радиоактивность

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

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

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

Ядерные реакции

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

Ядерная энергия

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

Ядерное оружие

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

Радиоуглеродный метод

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

Как ещё используется радиоактивность

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