Инженерные аспекты термоядерного реактора

Инженерные аспекты термоядерного реактора. Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей магнитной, криогенной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом, а также системы дистанционного управления и обслуживания. Магнитная система содержит катушки тороидального магнитного поля, индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки, формирующие полоидальное магнитное поле, которое необходимо для работы дивертора и поддержания равновесия плазменного шнура.

Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, как указывалось ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для обмоток магнитной системы предполагается использовать сплавы ниобий - титан и ниобий - олово. Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с В 12 Тл и плотностью тока около 2 кА - одна из основных инженерных проблем разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее время.

Криогенная система включает в себя криостат магнитной системы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы. Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой заключены все охлаждаемые конструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его пары охлаждают специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находящихся при температуре жидкого гелия.

В криогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых циркулирует жидкий гелий, обеспечивающий требуемую для нормальной работы сверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом - жидкий азот, температура которого составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения перегородок, разделяющих части с гелиевой и комнатной температурами. Криопанели инжекторов охлаждаются жидким гелием и предназначены для поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачки при относительно высоком разрежении.

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

Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При работе в импульсном режиме целесообразно использовать комбинированную систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяется импульсными нагрузками и достигает 106 кВт. Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для захвата нейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства сгоревшего трития и превращения энергии нейтронов в тепловую энергию.

В гибридном термоядерном реакторе бланкет служит также для получения делящихся веществ. Бланкет - это, по существу, то новое, что отличает термоядерный реактор от обычной термоядерной установки. Опыта по конструированию и эксплуатации бланкета пока нет, поэтому потребуются инженерно-конструкторские разработки литиевого и уранового бланкетов.

Тритиевый контур состоит из нескольких независимых узлов, обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трития из бланкета и возврат его в систему питания, а также очистку от него отработанных газов и воздуха. Защита реактора делится на радиационную и биологическую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов и снижает энерговыделение в сверхпроводящих катушках.

Для нормальной работы магнитной системы при минимальных энергозатратах необходимо ослабить нейтронный поток в 10s-106 раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушками тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за исключением каналов дивертора и вводов инжекторов. В зависимости от состава толщина защиты составляет 80- 130см. Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 - 250 см. Она предохраняет окружающее пространство от излучения. Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают значительное пространство вокруг реактора.

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

Система управления - неотъемлемая часть термоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого уровня радиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание в нем осуществляются дистанционно - как во время работы, так и в периоды остановок. Источником радиоактивности в термоядерном реакторе являются, во-первых, тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных 7-квантов период его полураспада составляет около 13 лет, а во-вторых, радиоактивные нуклиды, образующиеся при взаимодействии нейтронов с конструкционными материалами бланкета и рабочей камеры.

Для наиболее распространенных из них стали, сплавов молибдена и ниобия активность достаточно велика, но все же примерно в 10-100 раз меньше, чем в ядерных реакторах аналогичной мощности.

В перспективе в термоядерном реакторе предполагается использовать материалы, обладающие малой наведенной активностью, например алюминий и ванадий. Пока же термоядерный реактор-токамак проектируется с учетом дистанционного обслуживания, что предъявляет дополнительные требования к его конструкции. В частности, он будет состоять из соединяемых между собой одинаковых секций, которые заполнят различными стандартными блоками модулями. Это позволит в случае необходимости сравнительно просто заменять отдельные узлы с помощью специальных манипуляторов.

Ядерные реакции. Ядерная энергетика. Атомное ядро Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и электрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотоническим спином Т и состоит из нуклонов - протонов и нейтронов. Число нуклонов А в ядре называется массовым числом. Число Z называют зарядовым числом ядра или атомным номером. Поскольку Z определяет число протонов, а А - число нуклонов в ядре, то число нейронов в атомном ядре N A-Z. Атомные ядра с одинаковыми Z, но различными А называются изотопами.

В среднем на каждое значение Z приходится около трех стабильных изотопов. Например, 28Si, 29Si, 30Si являются стабильными изотопами ядра Si. Кроме стабильных изотопов, большинство элементов имеют и нестабильные изотопы, для которых характерно ограниченное время жизни. Ядра с одинаковым массовым числом А называются изобарами, а с одинаковым числом нейтронов-изотонами. Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные.

Свойства стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения. Экспериментальные измерения масс атомных ядер, выполненные с большой точностью, показывают, что масса ядра всегда меньше суммы масс составляющих его нуклонов. Энергия связи - это энергия, которую необходимо затратить, чтобы разделить ядро на составляющие его нуклоны. Энергия связи, отнесенная к массовому числу А, называется средней энергией связи нуклона в атомном ядре энергия связи на один нуклон. Энергия связи приблизительно постоянна для всех стабильных ядер и примерно равна 8 МэВ. Исключением является область легких ядер, где средняя энергия связи растет от нуля А 1 до 8 МэВ для ядра 12С. Аналогично энергия связи на один нуклон можно ввести энергию связи ядра относительно других составных его частей.

В отличие от средней энергии связи нуклонов количество энергии связи нейрона и протона изменяется от ядра к ядру. Часто вместо энергии связи используют величину, называемую дефектом массы и равную разности масс и массового числа атомного ядра. Гамма-Излучение Гамма-излучение - это коротковолновое электромагнитное излучение.

На шкале электромагнитных волн оно граничит с жестким рентгеновским излучением, занимая область более высоких частот. Гамма-излучение обладает чрезвычайно малой длинной волны л10 -8 см и вследствие этого ярко выраженными корпускулярными свойствами, т.е. ведет себя подобно потоку частиц - гамма квантов, или фотонов, с энергией hн н - частота излучения, h - Планка постоянная. Гамма- излучение возникает при распадах радиоактивных ядер, элементарных частиц, при аннигиляции пар частицы-античастица, а также при прохождении быстрых заряженных частиц через вещество.

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

Возбужденное состояние Е2 hн Основное состояние ядра Е1 Испускание ядром г-кванта не влечет за собой изменения атомного номера или массового числа, в отличие от других видов радиоактивных превращений. Ширина линий гамма-излучений чрезвычайно мала 10-2 эв. Поскольку расстояние между уровнями во много раз больше ширины линий, спектр гамма-излучения является линейчатым, т.е. состоит из ряда дискретных линий.

Изучение спектров гамма-излучения позволяет установить энергии возбужденных состояний ядер. Гамма-кванты с большими энергиями испускаются при распадах некоторых элементарных частиц. Так, при распаде покоящегося р0- мезона возникает гамма-излучение с энергией 70Мэв. Гамма-излучение от распада элементарных частиц также образует линейчатый спектр. Однако испытывающие распад элементарные частицы часто движутся со скоростями, сравнимыми с скоростью света. Вследствие этого возникает доплеровское уширение линии и спектр гамма-излучения оказывается размытым в широком интервале энергий.

Гамма-излучение, образующееся при прохождении быстрых заряженных частиц через вещество, вызывается их торможением к кулоновском поле атомных ядер вещества. Тормозное гамма -излучение, также как и тормозное рентгеноовское излучение, характерезуется сплошным спектром, верхняя граница которого совпадает с энергией заряженной частицы, например электрона. В ускорителях заряженных частиц получают тормозное гамма- излучение с максимальной энергией до нескольких десятков Гэв. В межзвёзном пространстве гамма-излучение может возникать в результате соударений квантов более мягкого длинноволнового, электромагнитного излучения, например света, с электронами, ускоренными магнитными полями космических объектов.

При этом быстрый электрон передает свою энергию электромагнитному излучению и видимый свет превращается в более жесткое гамма-излучение. Аналогичное явление может иметь место в земных условиях при столновении электронов большой энергии, получаемых на ускорителях, с фотонами видимого света в интенсивных пучках света, создаваемых лазерами.

Электрон передает энергию световому фотону, который превращается в г-квант. Таким образом, можно на практике превращать отдельные фотоны света в кванты гамма-излучения высокой энергии. Гамма-излучение обладает большой проникающей способностью, т.е. может проникать сквозь большие толщи вещества без заметного ослабления. Основные процессы, происходящие при взаимодействии гамма-излучения с веществом фотоэлектрическое поглощение фотоэффект, комптоновское рассеяние комптон-эффект и образавание пар электрон-позитрон.

При фотоэффекте происходит поглощение г-кванта одним из электронов атома, причём энергия г-кванта преобразуется за вычетом энергии связи электрона в атоме в кинетическую энергию электрона, вылетающего за пределы атома. Вероятность фотоэффекта прямо пропорциональна пятой степени атомного номера элемента и обратно пропорциональна 3-й степени энергии гамма-излучения.

Таким образом, фотоэффект преобладает в области малых энергии г-квантов 100 кэв на тяжелых элементах Pb, U . При комптон-эффекте происходит рассеяние г-кванта на одном из электронов, слабо связанных в атоме. В отличие от фотоэффекта, при комптон-эффекте г-квант не исчезает, а лишь изменяет энергию длинну волны и направление распрастранения. Узкий пучок гамма-лучей в результате комптон-эффекта становится более широким, а само излучение - более мягким длинноволновым. Интенсивность комптоновского рассеяния пропорциональна числу электронов в 1см3 вещества, и поэтому вероятность этого процесса пропорциональна атомному номеру вещества. Комптон-эффект становится заметным в веществах с малым атомным номером и при энергиях гамма-излучения, превышвют энергию связи электронов в атомах.

Так, в случае Pb вероятность комптоновского рассеяния сравнима с вероятностью фотоэлектрического поглощения при энергии 0,5 Мэв. В случае Al комптон-эффект преобладает при гораздо меньших энергиях.

Если жнергия г-кванта превышает 1,02 Мэв, становится возможным процесс образования электрон-позитроновых пар в электрическом поле ядер. Вероятность образования пар пропорциональна квадрату атомного номера и увеличивается с ростом hн. Поэтому при hн 10 Мэв основным процессом в любом веществе оказывается образование пар. 100 50 0 0,1 0,5 1 2 5 10 50 Энергия г-лучей Мэв Обратный процесс аннигиляция электрон-позитронной пары является источником гамма-излучения.

Для характеристики ослабления гамма-излучения в веществе обычно пользуются коэффициентом поглощения, который показывает, на какой толщине Х поглотителя интенсивность I0 падающего пучка гамма-излучение ослабляется в е раз I I0e-м0x Здесь м0 - линейный коэффициент поглощения гамма-излучения. Иногда вводят массовый коэффициент поглощения, равный отношению м0 к плотности поглотителя. Экспоненциальный закон ослабления гамма-излучения справедлив для узкого направления пучка гамма-лучей, когда любой процесс, как поглощения, так и рассеяния, выводит гамма-излучение из состава первичного пучка.

Однако при высоких энергиях процесс прохождения гамма-излучения через вещество значительно усложняется. Вторичные электроны и позитроны обладают большой энергией и поэтому могут, в свою очередь, создавать гамма-излучение благодаря процессам торможения и аннигиляциии. Таким образом в веществе возникает ряд чередующихся поколений вторичного гамма-излучения, электронов и позитронов, то есть происходит развитие каскадного ливня.

Число вторичных частиц в таком ливне сначала возрастает с толщиной, достигая максимума. Однако затем процессы поглощения начинают преобладать над процессами размножения частиц и ливень затухает. Способность гамма-излучения развивать ливни зависит от соотношения между его энергией и так называемой критической энергией, после которой ливень в данном веществе практически теряет способность развиваться. Для изменения энергии гамма-излучения в эксперементальной физике применяются гамма-спектрометры различных типов, основанные большей частью на измерении энергии вторичных электронов.

Основные типы спектрометров гамма-излучения магнитные, сцинтиляционные, полупроводниковые, кристал-дифракционные. Изучение спектров ядерных гамма-излучений дает важную информацию о структуре ядер. Наблюдение эффектов, связанных с влиянием внешней среды на свойства ядерного гамма-излучения, используется для изучения свойств твёрдых тел. Гамма-излучение находит применение в технике, например для обнаружения дефектов в металлических деталях - гамма-дефектоскопия.

В радиационной химии гамма-излучение применяется для инициирования химических превращений, например процессов полимеризации. Гамма-излучение используется в пищевой промышленности для стерилизации продуктов питания. Основными источниками гамма-излучения служат естественные и искусственные радиоактивные изотопы, а также электронные ускорители. Действие на организм гамма-излучения подобно действию других видов ионизирующих излучений.

Гамма-излучение может вызывать лучевое поражение организма, вплоть до его гибели. Характер влияния гамма-излучения зависит от энергии г-квантов и пространственных особенностей облучения, например, внешнее или внутреннее. Относительная биологическая эффективность гамма-излучения составляет 0,7-0,9. В производственных условиях хроническое воздействие в малых дозах относительная биологическая эффективность гамма-излучения принята равной 1. Гамма-излучение используется в медицине для лечения опухолей, для стерилизации помещений, аппаратуры и лекарственных препаратов.

Гамма-излучение применяют также для получения мутаций с последующим отбором хозяйственно-полезных форм. Так выводят высокопродуктивные сорта микроорганизмов например, для получения антибиотиков и растений. Современные возможности лучевой теропии расширились в первую очередь за счёт средств и методов дистанционной гамма-теропии. Успехи дистанционной гамма-теропии достигнуты в результате большой работы в области использования мощных искусственных радиоактивных источников гамма-излучения кобальт-60, цезий-137 , а также новых гамма-препаратов.

Большое значение дистанционной гамма-теропии объясняется также сравнительной доступностью и удобствами использования гамма-аппаратов. Последние, так же как и рентгеновские, конструируют для статического и подвижного облучения. С помощью подвижного облучения стремятся создать большую дозу в опухоли при рассредоточенном облучении здоровых тканей.

Осуществлены конструктивные усовершенствования гамма-аппаратов, направленные на уменьшение полутени, улучшение гомогенизации полей, использование фильтров жалюзи и поиски дополнительных возможностей защиты. Использование ядерных излучений в растениеводстве открыло новые, широкие возможности для изменения обмена веществ у сельскохозяйственных растений, повышение их урожайности, ускорения развития и улучшения качества. В результате первых исследований радиобиологов было установлено, что ионизирующая радиация - мощный фактор воздействия на рост, развитие и обмен веществ живых организмов.

Под влиянием гамма-облучения у растений, животных или микроорганизмов меняется слаженный обмен веществ, ускоряется или замедляется в зависимости от дозы течение физиологических процессов, наблюдаются сдвиги в росте, развитии, формировании урожая. Следует особо отметить, что при гамма-облучении в семена не попадают радиоактивные вещества.

Облученные семена, как и выращенный из них урожай, нерадиоактивны. Оптимальные дозы облучения только ускоряют нормальные процессы, происходящие в растении, и поэтому совершенно необоснованны какие-либо опасения и предостережения против использования в пищу урожая, полученного из семян, подвергавшихся предпосевному облучению. Ионизирующие излучения стали использовать для повышения сроков хранения сельскохозяйственных продуктов и для уничтожения различных насекомых-вредителей. Например, если зерно перед загрузкой в элеватор пропустить через бункер, где установлен мощный источник радиации, то возможность размножения насекомых-вредителей будет исключена и зерно сможет храниться длительное время без каких-либо потерь.

Само зерно как питательный продукт не меняется при таких дозах облучения. Употребление его для корма четырех поколений экспериментальных животных не вызвало каких бы то ни было отклонений в росте, способности к размножению и других патологических отклонений от нормы. Атомный реактор.

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

Например, существуют следующие изотопы урана 238U, 235U, 233U, Масса ядра М не просто равна сумме масс составляющих его протонов и нейтронов, а меньше её на величину М, определяющую энергию связи в соответствии с соотношением М Zmp A-Z mn- A A, где А с - энергия связи, приходящаяся на один нуклон. Величина А зависит от деталей строения соответствующего ядра Однако наблюдается общая тенденция зависимости её от атомного веса. А именно, пренебрегая мелкими деталями, можно описать эту зависимость плавной кривой, возрастающей при малых.

А, достигающей максимума в середине таблицы Менделеева и убывающей после максимума к большим значениям А. Представим себе, что тяжелое ядро с атомным весом А и массой М разделилось на два ядра А1 и А2 с массами соответственно М1 и М2, причем А1 А2 равно А либо несколько меньше его, так как в процессе деления могут вылететь несколько нейтронов. Возьмем для наглядности случай А1 А2 А. Рассмотрим величину разности масс начального ядра и двух конечных ядер, причем будем считать что А1 А2, так, что А1 А2 , М М-М1-М2 - А А А1 А1 А2 А А1 - А1 . Если А соответствует тяжелому ядру в конце Периодической системы, то А1 находится в середине и имеет максимальное значение А2 . Значит, М 0 и, следовательно, в процессе деления выделяется энергия Ед Мс2. Для тяжелых ядер, например для ядер урана, А1 - А с2 1 МэВ. Так что при А 200 имеем оценку Ед 200 МэВ. Напомним, что электрон-вольт эВ внесистемная единица энергии, равная энергии, приобретаемой элементарным зарядом под действием разности потенциалов 1В 1эВ 1,6 10-19 Дж. Например, средняя энергия, выделяемая при делении ядра 235U Ед 180 МэВ 180 106 эВ. Таким образом, тяжелые ядра являются потенциональными источниками энергии. Однако самопроизвольное деление ядер происходит исключительно редко и практически значения не имеет.

Если же в тяжелое ядро попадает нейтрон, то процесс деления может резко убыстриться.

Это явление происходит с различной интенсивностью для различных ядер, и мерой его служит эффективное поперечное сечение процесса.

Напомним, как определяются эффективные сечения и как они связаны с вероятностями тех или иных процессов. Представим себе пучок частиц, например, нейтронов, падающих на мишень, состоящую из определённых объектов, скажем ядер. Пусть N0 - число нейтронов в пучке, n-плотность ядер, приходящаяся на единицу объема 1 см3 . Пусть нас интересуют события определённого сорта, например деление ядер мишени.

Тогда число таких событий N будет определяться формулой N N0nlэф, где l- длинна мишени и эф называется поперечным сечением процесса деления или любого другого процесса заданной энергией Е, соответствующей энергии налетающих нейтронов. Как видно из предыдущей формулы, эффективное сечение имеет размерность площади см2 . Оно имеет вполне понятный геометрический смысл это площадка, при попадании в которую происходит интересующий нас процесс. Очевидно, если сечение большое, процесс идёт интенсивно, а маленькое сечение соответствует малой вероятности попадания в эту площадку, следовательно, в этом случае процесс происходит редко.

Итак, пусть для некоторого ядра мы имеем достаточно большое эффективное сечение процесса деления при этом, при делении наряду с двумя большими осколками А1 и А2 могут вылететь несколько нейтронов. Средне число дополнительных нейтронов называется коэффициентом размножения и обозначается символом k. Тогда реакция идёт по схеме n A A1 A2 kn. Родившиеся в этом процессе нейтроны, в свою очередь, реагируют с ядрами А, что даёт новые реакции деления и новое, ещё большее число нейтронов. Если k 1, такой цепной процесс происходит с нарастающей интенсивностью и приводит к взрыву с выделением огромного кол-ва энергии.

Но процесс этот можно контролировать. Не все нейтроны обязательно попадут в ядро А они могут выйти наружу через внешнюю границу реактора, могут поглотиться в веществах, которые специально вводятся в реактор. Таким образом, величину k, можно уменьшить до некоторой kэф, которая равна 1 и лишь незначительно её превышает.

Тогда можно успевать отводить производимую энергию и работа реактора становится устойчивой. Тем не менее в этом случае реактор работает в критическом режиме. Неполадки с отводом энергии привели бы к нарастающей цепной реакции и катастрофе. Во всех действующих системах предусмотрены меры безопасности, однако аварии, с очень малой вероятностью, могут происходить и, к сожалению происходят.

Как выбирается рабочее вещество для атомного реактора? Необходимо, чтобы в топливных элементах присутствовали ядра изотопа с большим эффективным сечением деления. Единица измерения сечения 1 барн 10-24 см2. Мы видим две группы значений сечений 233U, 235U, 239Pu и малые 232Th,238U . Для того, чтобы представить себе разницу, вычислим, какое расстояние должен пролететь нейтрон, чтобы произошло событие деления. Воспользуемся для этого формулой N N0nlэф. Для N N0 1 имеем Здесь n- плотность ядер где p- обычная плотность и m 1,66 10-24г- атомная единица массы.

Для урана и тория n 4,8.1022 см3. Тогда для 235U имеем l 10см, а для 232Th l 35 м. Таким образом, для реального осуществления процесса деления следует использовать такие изотопы как 233U, 235U, 239Pu. Изотоп 235U в небольшом кол-ве содержится в природном уране состоящем в основном из 238U, поэтому в качестве ядерного топлива обычно используют уран, обогащённый изотопом 235U. При этом в процессе работы реактора вырабатывается значительное кол-во ещё одного расщепляющегося изотопа- 239Pu. Плутоний получается в результате цепочки реакций 238U n 239U 239Np 239Pu, где означает излучение фотона, а распад по схеме Z Z 1 e v. Здесь Z определяет заряд ядра, так что при распаде происходит к следующему элементу таблицы Менделеева с тем же А, е- электрон и v-электронное антинейтрино.

Необходимо отметить также, что изотопы А1, А2, получающиеся в процессе деления, как правило, являются радиоактивными с временами полураспада от года до сотен тысяч лет, так что отходы атомных электростанций, представляющие собой выгоревшее топливо, очень опасны и требуют специальных мер для хранения.

Здесь возникает проблема геологического хранения, которое должно обеспечить надёжность на миллионы лет вперёд. Несмотря на очевидную пользу атомной энергетики, основанной на работе ядерных реакторов в критическом режиме, она имеет и серьезные недостатки. Это, во-первых, риск аварий, аналогичных Чернобыльской, и, во-вторых, проблема радиоактивных отходов.

Предложение использовать для атомной энергетики реакторы, работающие в подкритическом режиме, полностью разрешает первую проблему и в значительной степени облегчает решение второй. Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии. Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный коэффициент размножения нейтронов kэф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N0. Тогда каждый нейтрон за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в kэф вызовет деление, которое даст дополнительный поток N0k2эф. Каждый нейтрон из этого числа снова произведёт в среднем kэф нейтронов, что даст дополнительный поток N0kэф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается равным N N0 1 kэф k2эф k3эф N0kn эф. Если kэф 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением критического поведения процесса в этом случае.

Если же kэф 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем Выделение энергии в единицу времени мощность тогда определяется выделением энергии в процессе деления, где к 1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу.

Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k 0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N0. Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов.

Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ 109 эВ , производит в результате развития ядерного каскада в среднем n 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых нейтронах. Удобно представить поток нейтронов через ток ускорителя где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду.

Когда мы выражаем энергию в электрон-вольт, это значит, что мы берём представление Е еV, где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии в виде Наконец удобно представить мощность установки в виде где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по известной формуле есть мощность пучка ускорителя P0 VI, а R0 в предыдущей формуле есть коэффициент для kэф 0,98,что обеспечивает надёжный запас подкритичности.

Все остальные величины известны, и для энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем. Мы получили коэффициент усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии.

Для получения реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность ускорителя rу и КПД тепловой электростанции rэ. Тогда R ryrэR0. Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ ry 0,43. Эффективность производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный коэффициент усиления R ry rэ R0 21,8, что по-прежнему вполне хорошо, потому что всего 4,6 производимой установкой энергии нужно возвращать для поддержания работы ускорителя.

При этом реактор работает только при включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции не существует. Принцип построения атомной энергетики. Как известно, все в мире состоит из молекул, которые представляют собой сложные комплексы взаимодейст- вующих атомов. Молекулы - это наименьшие частицы вещества, сохраняющие его свойства. В состав молекул входят атомы различных химических элементов. Химические элементы состоят из атомов одного типа. Атом, мельчайшая частица химического элемента, сос- тоит из тяжелого ядра и вращающихсявокруг электро- нов. Ядра атомов образованы совокупностью положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов.

Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются в ядрахкороткодействующими силами притяжения, возникающими за счет обменов мезонами, частицами меньшей массы. Ядро элемента X обозначают как или X-A, например уран U-235 где Z - заряд ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра, A - массовое число ядра, равное суммарному числу протонов и нейтронов.

Ядра элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами например, уран имеет два изотопа U-235 и U-238 ядра при N const, z var - изобарами. Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны бета-частицы и одиночные ядра гелия называемые альфа-частицами, могут существовать автономно вне ядерных структур. Такие ядра или иначе элементарные частицы, двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят участвовать в реакции.

При этом частицы могут захватываться ядрами, либо после столкновения - менять направление движения, отдавать ядру часть кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными реакциями. Реакция без проникновения внуть ядра называется упругим рассеянием. После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоянии.

Освободиться от возбуждения ядро может несколькими способами - испустить какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две неравные части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата, неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона или альфа-частицы. Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет вид потоков гамма-квантов. Вероятность реакции характеризуется величиной поперечного сечения реакции данного типа. Деление тяжелых ядер происходит при захвате нейтронов. При этом испускаются новые частицы и освобождается энергия связи ядра, передаваемая осколкам деления.

Это фундаментальное явление было открыто в конце 30-ых годов немецкими уче- ными Ганом и Штрасманом, что заложило основу для практического использования ядерной энергии. Ядра тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно поглощают тепловые нейтроны. После акта захвата нейтрона, тяжелое ядро с вероятностью 0,8 делится на две неравные по массе части, называемые осколками или продуктами деления.

При этом испускаются - быстрые нейтроны в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления, отрицательно заряженные бета-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и других частиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение составляющих вещество атомов и молекул, т.е. на разогревание окружающего вещества.

После акта деления ядер рожденные при делении осколки ядер, будучи нестабильными, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений и с некоторым запаздыванием испускают запаздывающие нейтроны, большое число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны некоторые осколки обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны. Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе. Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель.

Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами. Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.

Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы 1.Реактор 2.Теплообменник, парогенератор 3.Паротурбинная установка 4.Генератор 5.Конденсатор 6.Насос Развитие индустриального общества опирается на постоянно растущий уровень производства и потребления различных видов энергии.

Как известно, в основе производства тепловой и электрической энергии лежит процесс сжигания ископаемых энергоресурсов - угля нефти газа а в атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при поглощении нейтронов. Масштаб добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов, потребления воды, воздуха для производства необходимого человечеству количества энергии огромен, а запасы ресурсов, увы, ограничены. Особенно остро стоит проблема быстрого исчерпания запасов органических природных энергоресурсов. 1 кг природного урана заменяет 20 т угля. Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q - единица тепловой энергии, равная Q 2,52 1017 ккал 36 109 тонн условного топлива т.у.т, т.е. топлива с калорийностью 7000 ккал кг, так что запасы энергоресурсов составляют 12,8 1012 т.у.т. Из этого количества примерно 1 3 т.е. 4,3 1012 т.у.т. могут быть извлечены с использованием современной техники при умеренной стоимости топливодобычи.

С другой стороны современнные потребности в энергоносителях составляют 1,1 1010 т.у.т. год, и растут со скоростью 3-4 в год, т.е. удваиваются каждые 20 лет. Легко оценить, что органические ископаемые ресурсы, даже если учесть вероятное замедление темпов роста энергопотребления, будут в значительной мере израсходованы в будущем веке. Отметим кстати, что при сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих сернистостью около 2,5 , ежегодно образуется до 400 млн.т. сернистого газа и окислов азота, т.е. около 70 кг. вредных веществ на каждого жителя земли в год. Использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики снимает остроту этой проблемы.

Действительно, открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов, сделавшее наш век атомным, прибавило к запасам энергетического ископаемого топлива существенный клад ядерного горючего.

Запасы урана в земной коре оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого богатства находится в рассеяном состоянии - в гранитах, базальтах.

В водах мирового океана количество урана достигает 4 109 тонн. Однако богатых месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно немного. Поэтому массу ресурсов урана, которую можно добыть при современной технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн естественного урана. Так что эти запасы позволяют, как сказал академик А.П.Александров, убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически на неограниченное время. Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспечение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна.

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

Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит обычную энергетику, то возможности возникновения парника с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены. Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива.

Ядерные реакторы делятся на несколько групп в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др. Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением, уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом, тяжеловодные канальные реакторы и др. В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами натрий и др. в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-235. Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов.

Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок.

Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.

Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой.

В этом сосуде корпусе реактора размещается активная зона, составленная из топливных сборок топливных кассет и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления.

Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения за счет движущего напора естественной циркуляции.