В истории человечества не было научного события, более выдающегося по своим последствиям, чем открытие деления ядер урана и овладения ядерной энергией. Человек получил в свое распоряжение огромную, ни с чем не сравнимую силу, новый могучий источник энергии, заложенный в ядрах атомов.

История атомного века началась, конечно, раньше августа 1945 г. когда весть о трагедии Хиросимы потрясла мир. В развитие ядерной физики, овладение тайнами ядерной энергии внесли свой вклад такие учёные, как Альберт Эйнштейн, Нильс Бор, Макс Планк, Эрнест Резерфорд и другие, заложившие прочный фундамент науки об атомах. Целая плеяда выдающихся ученых из разных стран мира создала стройное учение об атоме. Если расположить в хронологическом порядке все важнейшие открытия и работы, приведшие к расщеплению ядра атома, то история овладения ядерной энергией будет выглядеть следующим образом.

Начало ядерной физике положила опубликованная в декабре 1895 работа В. Рентгена «О новом роде лучей». Он назвал их Х — лучами, впоследствии они получили название рентгеновских.

В 1896 г. А. Беккерель открыл, что урановая руда испускает невидимые лучи, обладающие большой проникающей способностью. Позднее это явление было названо радиоактивностью.

В 1898 г. М. Склодовская и П. Кюри выделили несколько сотых грамм нового вещества — элемента, который излучал — частицы. Они назвали его полонием. В декабре этого же года они открыли новый элемент — радий

В 1911 г. Э. Резерфорд предложил планетарную модель атома. Он доказал, что почти вся масса атома сосредоточена в его ядре.

В 1913 г. Н. Бор создал модель атома водорода и теорию строения атома. С этого времени началось быстрое развитие квантовой теории фактическое рождение атомной физики.

В 1932 г. Дж. Чедвик обнаружил не имеющую электрического заряда нейтральную ядерную частицу — нейтрон, сыгравший впоследствии роль ключа к большой ядерной энергетике.

В 1932 г. Д. Д. Иваненко предложил гипотезу строения атомного ядра из протонов и нейтронов.

В 1933 г. И. и Ф. Жолио — Кюри открыли новый вид радиоактивности искусственную радиоактивность. Это сыграло исключительную роль в издании новых радиоактивных элементов.

В 1934 г. Э. Ферми обнаружил, что при бомбардировке урана нейтронами образуются радиоактивные элементы. Итальянские исследователи приняли их за элементы более тяжелые, чем уран, и назвали трансурановыми.

В 1934 г. С. И. Вавилов и П. А. Черенков открыли одно из фундаментальных физических явлений — свечение жидкости при движении в ней электронов со скоростью, превышающей фазовую.

В 1935 г. И. В. Курчатов с группой сотрудников открыли явление ядерной изомерии искусственных радиоактивных атомных ядер и разработали теорию этого явления.

В 1936 г. Я. И. Френкель предложил капельную модель ядра и ввел термодинамические понятия в ядерную физику, выдвинул первую теорию ядерного деления.

В 1938 г. О. Ган и Ф. Штрассман, повторяя опыты Ферми, обнаружили, что в облученном нейтронами уране появляются элементы, стоящие в середине периодической системы элементов Менделеева и что при попадании нейтрона в ядро урана ядро разваливается — делится па два меньших ядра.

В 1939 г. Ю. Б. Харитон и Я. Б. Зельдович теоретически показали возможность осуществления цепной реакции деления ядер урана-235. Оказалось, что энергия, выделяющаяся при расщеплении 1 кг урана, равна той, которая получается при сжигании 2 500 000 кг самого лучшего каменного угля.

В 1940 г. Г. Н. Флеров и К. А. Петржак открыли спонтанное деление ядер урана, т. е. доказали, что ядра урана могут самопроизвольно распадаться.

В 1940 г. Ю. Б. Харитон и Я. Б. Зельдович предложили расчет цепной реакции деления ядер урана, установив, таким образом, принципиальную возможность ее осуществления. В статье «Кинетика цепного распада урана» (Экспериментальная и теоретическая физика, 1940, т. 10) они писали: «... смешивая уран с веществами, обладающими малым сечением захвата (например с тяжелой водой), либо обогащая уран изотопом U, которому приписывается распад под действием медленных нейтронов, окажется возможным создание условий цепного распада урана посредством разветвляющихся цепей, при котором сколь угодно слабое облучение нейтронами приведет к мощному развитию ядерной реакции... ». И далее «... молярная теплота ядерной реакции деления урана в 5-Ю7 раз превышает теплотворную способность угля... ». Проблемы ядерной физики давно занимали умы советских ученых. Еще в 1920 г. в стране была создана так называемая Атомная комиссия. В 1932 г. в Ленинградском физико-техническом институте была образована специальная группа по ядру. Руководителем группы стал А. Ф. Иоффе, его заместителем — И. В. Курчатов.

В сентябре 1937 г. в Москве состоялась Вторая всесоюзная конференция по атомному ядру, затем последовали совещания в 1938, 1939 и в 1940 гг. Непременным организатором и участником этих совещаний был И. В. Курчатов. На совещании по атомному ядру в ноябре 1940 г. Курчатов обсуждал конкретные пути осуществления цепной ядерной реакции, опираясь, в частности, на теоретические расчеты Ю. Б. Харитона и Я. Б. Зельдовича. Речь шла о создании уранового котла.

Начиная с 1935 г. советские ученые смогли приступить к научно-исследовательской работе в области ядерной физики на крупных физических установках. Так, в 1935 г. в Ленинграде был пущен в эксплуатацию первый на европейском континенте электромагнитный резонансный ускоритель заряженных частиц — циклотрон на энергию 6 млн. электрон-вольт. В электромагнитных полях циклотрона искусственно увеличивается скорость движения частиц (электронов, протонов и др.) и соответственно возрастает их кинетическая энергия. Различают циклические ускорители, в которых частицы движутся по траектории, близкой к окружности — циклотроны, синхротроны, фазотроны, и линейные ускорители, в которых движение частиц осуществляется по траекториям, близким к прямой линии. Затем по инициативе И. В. Курчатова началось проектирование, а потом и сооружение более крупного циклотрона на 12 МэВ. Но закончить его не удалось, введен в действие он был уже после Великой Отечественной войны.

Перечень научных открытий в области ядерной физики можно было бы продолжить и дальше, но все это можно найти в других научных и научно-популярных книгах. Здесь же хочется подчеркнуть, что период с 1932 по 1940 г. был очень плодотворным для советских физиков. Работы И. В. Курчатова, Я. И. Френкеля, Ю. Б. Харитона, Я. Б. Зельдовича, Д. Д. Иваненко, Г. Н. Флерова, К. А. Петржака, о которых говорилось выше, а также А. И. Алиханова. А. И. Алиханяна, Л. А. Арцимовича, Д. В. Скобельцына, В. Г. Хлопина, Л. В. Мысовского, а также работы Н. Н. Семенова по исследованию механизма химических реакций и теории разветвленных цепных химических реакций и многих других отечественных ученых приблизили практическое осуществление цепной реакции деления ядер урана. В этот период советские ученые опубликовали более 100 работ по ядерной физике. Коллективы институтов в Ленинграде, Москве, Харькове, Свердловске выполнили много интересных работ, приоткрывших тайну цепной реакции деления ядер атомов.

До 1940 г. все работы по ядерной физике широко публиковались, ученые разных стран обменивались результатами своих исследований на страницах многих научных журналов и на конференциях. С началом второй мировой войны вся информация и обмен новыми данными были прекращены.

Первый ядерный реактор был пущен в США 2 декабря 1942 г. под руководством итальянского ученого Энрико Ферми. Атомная бомба была создана усилиями ученых многих стран мира, эмигрировавших в США во время второй мировой войны. Ее испытание было проведено 16 июля 1945 г. в пустынной местности штата Нью — Мексико, а в августе 1945 г. две атомные бомбы были сброшены на японские города Хиросима и Нагасаки.

В Советском Союзе все работы, связанные с расщеплением атомного ядра, были прерваны с началом войны и вновь возобновились лишь в середине 1943 г., но уже в декабре 1946 г. в Москве на территории Института атомной энергии (носящего сейчас имя его основателя И. В. Курчатова) был введен в действие первый в Европе и Азии исследовательский ядерный реактор. В августе 1949 г. было проведено испытание атомной бомбы, а в августе 1953 г. — водородной. Советские ученые овладели тайнами ядерной энергии, лишив США монополии на ядерное оружие.

Но создавая ядерное оружие, советские специалисты думали об использовании ядерной энергии в интересах народного хозяйства, промышленности, науки, медицины и других областей человеческой деятельности. В декабре 1946 г. в СССР был пущен первый в Европе ядерный реактор. В июне 1954 г. вошла в строй первая в мире атомная электростанция в подмосковном городе Обнинске. В 1959 г. спущен на воду первый в мире атомный ледокол «Ленин». Таким образом, ядерная физика создала научную основу атомной технике, а атомная техника в свою очередь явилась фундаментом ядерной энергетики, которая, опираясь на ядерную науку и технику, стала в настоящее время развитой отраслью электроэнергетического производства.

Исторические решения XXVI съезда КПСС определили пути развития народного хозяйства страны на ближайшие годы и на дальнюю перспективу. Был также намечен ход развития ядерной науки и техники, в том числе ядерной энергетики как вполне определившейся самостоятельной отрасли электроэнергетического производства.

Ядерная энергетика — очень молодая отрасль науки и техники. Первая в мире атомная электростанция (АЭС) в г. Обнинске Калужской области вошла в строй всего четверть века назад: 27 июня 1954 г. она выдала электрическую энергию в Московскую энергосеть. За это время ядерная энергетика выросла, возмужала и вышла на широкую дорогу промышленного производства электрической энергии во многих странах мира — Советском Союзе, США, Англии, Франции, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, Чехословакии, ГДР, Болгарии, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и др. |На январь 1981 г. во всем мире введено более 250 атомных электростанций (блоков) установленной мощностью около 140 млн. кВт. Ни одна отрасль техники не развивалась так быстро, как ядерная энергетика. Обычным электростанциям понадобилось 100 лет, чтобы достичь такого уровня инженерной техники и эксплуатации, какого достигла уже к 1975 г. ядерная энергетика.

Ученые-атомщики, руководители соответствующих фирм и ведомств по-разному представляют развитие ядерной энергетики, но в одном они сходятся: у нее хорошие перспективы и в недалеком будущем на какое-то время она станет одним из основных источников получения энергии, в том числе электрической. Предполагается, что уже в 1985 г. рост атомно-энергетических мощностей в мире достигнет 300 млн. кВт (некоторые эксперты считают эту цифру завышенной, учитывая энергетический кризис и некоторые политические обстоятельства). На Х конгрессе Международной энергетической конференции в Стамбуле в сентябре 1977 г. суммарная мощность АЭС в мире к 2000 г. определялась в 1300—1650 млн. кВт. По новым прогнозам зарубежных ученых, удельный вес мировой ядерной энергетики к 2000 г. достигнет 25—30% (и даже 40%) общей выработки электрической энергии в мире..Такому росту ядерной энергетики способствует ряд обстоятельств:

с одной стороны — уменьшение природных запасов органического топлива (газа, нефти, а во многих экономических районах и угля), их повышенная сернистость, зольность, вызывающая загрязнение окружающей среды при сжигании этих видов топлива, резкое удорожание и сложность их добычи и т. д., с другой — постоянный рост потребности человечества в топливе и электроэнергии. При истощении запасов органического топлива использование ядерного топлива (урана, тория и плутония) — пока единственный реальный путь надежного обеспечения человечества так необходимой ему энергией. Как известно, при делении ядер урана и плутония выделяется огромное количество энергии, использование которой позволяет создавать крупные АЭС промышленного типа.

Уран широко распространен в природе, но богатых по содержанию залежей урановых руд (как, скажем, железа или угля) нет. Промышленные урансодержащие руды имеют очень небольшую концентрацию: 0,1-0,5% и даже меньше 0,08-0,05%. Правда, встречаются богатые, уникальные месторождения с содержанием до 10%, но их очень мало и запасы урана в них сравнительно невелики. В земной коре урана много, но он почти весь находится в рассеянном состоянии и не в собственно урановых, а в урансодержащих минералах, где он изоморфно замещает торий, цирконий, редкоземельные элементы. Уран содержится и в гранитах, и в базальтах, но концентрация его там настолько мала (4-10~4 и 1-10~*% соответственно), что извлечение станет возможным только в очень отдаленном будущем. Однако эти микроколичества представляют собой грандиозную цифру: 300 тыс. Q (=3-1014 кВт-ч). По некоторым прогнозам, запасы урана и тория в земной коре могут обеспечить человечество энергией на протяжении 3 млрд. лет при ежегодном потреблении З-Юккал.

Поиск урана, и, главное, определение его запасов как очень ценного и важного стратегического сырья проводится во многих странах мира. В капиталистических странах первые три места по запасам и содержанию урана в рудах занимают Канада, ЮАР и США. По добыче первое место занимают США, второе Канада, третье ЮАР. В природе есть один-единственный изотоп урана, который может поддерживать цепную реакцию деления ядра урана — это уран-235. В одном акте деления ядра урана выделяется энергия на один атом в 200 млн. раз большая, чем при любой химической реакции. Если бы все изотопы в 1 г урана подверглись делению, то выделилась бы энергия в 20 млн. ккал, что соответствует 23 тыс. кВт-ч тепловой энергии. Однако в природном Уране очень трудно получить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления, так как делящийся изотоп уран-235 в нем содержится в незначительном количестве—всего 0, 71%, а остальные 99, 29% составляет неделящийся изотоп уран-238. Поэтому создаются специальные устройства — ядерные котлы, реакторы, в которых при определенных контролируемых условиях происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов. Такие реакторы, имеющие в своем составе ядерное топливо (горючее), специальные виды замедлителя нейтронов, отражатель и охладитель, позволяют из неделящихся изотопов урана-238 или тория-232 получать делящиеся изотопы урана-233 и новый вид ядерного топлива — плутоний-239, которые затем могут быть использованы в качестве ядерного горючего.

Именно в образовании новых дополнительных количеств делящихся изотопов (а не только в израсходовании загруженного в реактор топлива) заключается исключительная ценность и специфическая особенность ядерного горючего. Кроме обычного воспроизводства, возможно так называемое расширенное, при котором образующегося ядерного горючего получается больше, чем его потребляется (отношение числа получающихся атомов делящегося вещества к числу потребленных называется коэффициентом воспроизводства). С помощью процесса воспроизводства ядерного горючего (за счет неделящихся изотопов урана или тория) можно во много раз увеличить мировые запасы ядерного горючего, что и пытаются осуществить введением в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах.

Чтобы в системе, в данном случае в ядерном реакторе, содержащей делящиеся изотопы, например уран-235, могла поддерживаться цепная реакция, необходимо выполнение ряда условий. Во-первых, масса делящегося вещества должна быть не меньше критической, т. е. система должна содержать уран-235 в количестве, достаточном для того, чтобы в среднем один нейтрон из числа получающихся при каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт деления, прежде чем он покинет систему. Во-вторых, система, содержащая ядерное топливо, должна быть окружена материалом, который как бы улавливает выходящие из нее нейтроны и возвращает их обратно, т. е. отражает. Вообще в природе не существует материала, отражающего нейтроны непосредственно в обратном направлении. Механизм работы отражателя состоит в том, что попадающие в него нейтроны беспорядочно движутся по искривленным траекториям и, не испытывая захвата со стороны атомов отражателя, в конце концов частично (в идеальном случае до 50%) попадают обратно в активную зону. Третье условие — это снижение вредного захвата нейтронов в неделящихся материалах системы, которые непосредственно не участвуют в цепной реакции, но их ядерные характеристики таковы, что требуют оптимального решения в выборе соответствующих материалов с точки зрения сохранения нейтронов.

И, наконец, одним из важнейших условий осуществления полностью контролируемой цепной реакции деления ядер атомов служит наличие средств управления ею, т. е. регулирования ее хода и скорости прохождения.

Природа размножения нейтронов и короткое время их жизни (немногим больше 10 мин) обусловливают практически мгновенное изменение скорости реакции даже при ничтожном изменении одного из параметров. Проблема регулирования процесса, происходящего в ядерном реакторе, сводится к оперативному управлению ходом физической реакции, к мерам по поддержанию реактора возможно дольше в рабочем состоянии и к мерам аварийной защиты реакторной системы. При этом необходимо поддерживать реактивность реактора на заданном уровне. Если число возникающих нейтронов превышает число поглощаемых, то мощность реактора растет, т. е. реактивность положительна. Если число возникающих нейтронов меньше числа поглощаемых, мощность реактора падает, т. е. реактивность отрицательна. Если число возникающих и поглощающих нейтронов одинаково, реактивность реактора равна нулю, т. е. реактор работает в стационарном установившемся режиме и его мощность неизменна. «Особое значение в энергетических реакторах имеет теплоноситель как средство охлаждения реактора и переноса тепла из его активной зоны, которое в конечном итоге превращается в генерируемую реакторной системой энергию.

С теплоносителем связаны особые проблемы, поскольку это единственный элемент в реакторе, который постоянно присутствует в движении как внутри активной зоны реактора, так и вне его. Контактируя с активной зоной, теплоноситель сам становится радиоактивным, поэтому большинство систем энергетических реакторов имеет два или даже три замкнутых циркуляционных контура. Например, при двухконтурной тепловой схеме первичный теплоноситель забирает тепло от реактора и через парогенератор передает его вторичному теплоносителю, будучи связанным с жидкостью второго контура не прямо, а только через так называемое трубное пространство. Таким образом радиоактивная жидкость первого контура полностью изолируется от второго, передающего тепло (пар необходимых параметров) турбинам. Исключение составляют реакторные системы с замкнутым контуром, у которых первичный теплоноситель (газ или водяной пар) непосредственно приводит в действие турбины

Для защиты от нейтронов, гамма-излучений и высокой температуры в системе используются специальные материалы, такие, как сталь (в том числе нержавеющая), свинец, обычный бетон или бетон с содержанием окислов железа (тяжелый) и т. д., которыми окружают реактор. Интенсивность гамма-излучения ядерного реактора настолько высока, что охлаждение «защиты», поглощающей это излучение, вызывает серьезные затруднения. Расположенные ближе к центру реактора защитные средства для отвода тепла часто снабжаются каналами, по которым протекает теплоноситель. Во внешней части защиты часто применяют тепловой экран. Последний слой защиты предусматривает снижение уровня излучения до величины, не приносящей вреда здоровью человека, — это так называемая биологическая защита

Все внутренние конструктивные элементы реактора (в том числе активная зона) заключены в прочно — плотный стальной корпус, который должен выдерживать внутреннее давление более 100 ат., чтобы при взрыве системы не произошло разрыва и выброса радиоактивных продуктов деления во внешнюю среду.

В настоящее время в мире существует большое количество реакторных систем. Теория и практика ядерных реакторов движется по линии усовершенствования, улучшения уже освоенных типов и создания новых видов ядерных энергетических реакторов, применения новых видов теплоносителей, замедлителей нейтронов, новых видов материалов для оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) и т. д.

Классификация ядерных реакторов, имея в виду их разнообразие, уже достаточно ясно вырисовывается. По размещению ядерного топлива различаются реакторы гетерогенного и гомогенного типов. В гетерогенных реакторах, получивших наибольшее распространение, ядерное горючее расположено в замедлителе в виде отдельных блоков. В гомогенных ядерное топливо находится в виде жидкости, раствора или мелко размельченного порошка, которые полностью смешиваются с твердым или жидким замедлителем. Ядерные реакторы также различаются по спектру нейтронов (тепловые, быстрые и промежуточные), по видам замедлителей (тяжелая вода, обычная вода, графит, органика, гидрид циркония), по видам теплоносителей (тяжелая вода, обычная вода, органика, газ, жидкий металл, в том числе натрий, и т. д.). Возможны также различные комбинации между ними.

В настоящее время в разных странах мира для получения электроэнергии преимущественно используются энергетические реакторы на тепловых нейтронах как более простые и освоенные. В перспективном плане ядерной энергетики и строительства АЭС основное внимание отводится реакторам на быстрых нейтронах, которые не только обеспечивают себя ядерным топливом, но и накапливают его. Источниками нейтронов могут быть ускорители заряженных частиц, различные генераторы, ядерные реакторы и др. В ядерной энергетике используются реакторы — один из мощнейших источников нейтронов.

Использованная литература :

1. «Ядерная энергетика», А. М. Петросянц.

2. Большая советская энциклопедия.

www.ronl.ru

Реферат - Реферат Тема: Экология и ядерная энергетика

ТулГУ Реферат Тема: "Экология и ядерная энергетика"

Выполнил: Студент гр. ХХХХХХ

Ф.И.О.

Введение

Опыт прошлого свидетельствует, что проходит не менее 80 лет, прежде чем одни основные источники энергии заменяются другими - дерево заменил уголь, уголь - нефть, нефть - газ, химические виды топлива заменила атомная энергетика. История овладения атомной энергией - от первых опытных экспериментов - насчитывает около 60 лет, когда в 1939г. была открыта реакция деления урана.

В 30-е годы нашего столетия известный ученый И.В. Курчатов обосновывал необходимость развития научно-практических работ в области атомной техники в интересах народного хозяйства страны.

В 1946 г. в России был сооружен и запущен первый на Европейско-Азиатском континенте ядерный реактор. Создается уранодобывающая промышленность. Организовано производство ядерного горючего – урана-235 и плутония-239, налажен выпуск радиоактивных изотопов.

В 1954 г. начала работать первая в мире атомная станция в г. Обнинске, а через 3 года на океанские просторы вышло первое в мире атомное судно – ледокол «Ленин».

Начиная с 1970 г. во многих странах мира осуществляются масштабные программы развития ядерной энергетики. В настоящее время сотни ядерных реакторов работают по всему миру.

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов.

Насколько опасна ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно после аварий на атомных электростанциях Тримайл-Айленд и Чернобыльской АЭС.^ Особенности атомной энергетики

Энергия - это основа основ. Все блага цивилизации, все материальные сферы деятельности человека - от стирки белья до исследования Луны и Марса - требуют расхода энергии. И чем дальше, тем больше.

На сегодняшний день энергия атома широко используется во многих отраслях экономики. Строятся мощные подводные лодки и надводные корабли с ядерными энергетическими установками. С помощью мирного атома осуществляется поиск полезных ископаемых. Массовое применение в биологии, сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные изотопы.

В России имеется 9 атомных электростанций (АЭС), и практически все они расположены в густонаселенной европейской части страны. В 30-километровой зоне этих АЭС проживает более 4 млн. человек.

Положительное значение атомных электростанций в энергобалансе очевидно. Гидроэнергетика для своей работы требует создание крупных водохранилищ, под которыми затапливаются большие площади плодородных земель по берегам рек. Вода в них застаивается и теряет свое качество, что в свою очередь обостряет проблемы водоснабжения, рыбного хозяйства и индустрии досуга.

Теплоэнергетические станции в наибольшей степени способствуют разрушению биосферы и природной среды Земли. Они уже истребили многие десятки тонн органического топлива. Для его добычи из сельского хозяйства и других сфер изымаются огромные земельные площади. В местах открытой добычи угля образуются «лунные ландшафты». А повышенное содержание золы в топливе является основной причиной выброса в воздух десятков миллионов тонн . Все тепловые энергетические установки мира выбрасывают в атмосферу за год до 250 млн. т золы и около 60 млн. т сернистого ангидрида.

Атомные электростанции – третий «кит» в системе современной мировой энергетики. Техника АЭС, бесспорно, является крупным достижением НТП. В случае безаварийной работы атомные электростанции не производят практически никакого загрязнения окружающей среды, кроме теплового. Правда в результате работы АЭС (и предприятий атомного топливного цикла) образуются радиоактивные отходы, представляющие потенциальную опасность. Однако объем радиоактивных отходов очень мал, они весьма компактны, и их можно хранить в условиях, гарантирующих отсутствие утечки наружу.

АЭС экономичнее обычных тепловых станций, а, самое главное, при правильной их эксплуатации – это чистые источники энергии.

Вместе с тем, развивая ядерную энергетику в интересах экономики, нельзя забывать о безопасности и здоровье людей, так как ошибки могут привести к катастрофическим последствиям.

Всего с момента начала эксплуатации атомных станций в 14 странах мира произошло более 150 инцидентов и аварий различной степени сложности. Наиболее характерные из них: в 1957 г. – в Уиндскейле (Англия), в 1959 г. – в Санта-Сюзанне (США), в 1961 г. – в Айдахо-Фолсе (США), в 1979 г. – на АЭС Три-Майл-Айленд (США), в 1986 г. – на Чернобыльской АЭС (СССР).^ Ресурсы атомной энергетики

Естественным и немаловажным представляется вопрос о ресурсах самого ядерного топлива. Достаточны ли его запасы, чтобы обеспечить широкое развитие ядерной энергетики? По оценочным данным, на всем земном шаре в месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько миллионов тонн урана. Вообще говоря, это не мало, но нужно учесть, что в получивших ныне широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах практически лишь очень небольшая часть урана (около 1%) может быть использована для выработки энергии. Поэтому оказывается, что при ориентации только на реакторы на тепловых нейтронах ядерная энергетика по соотношению ресурсов не так уж много может добавить к обычной энергетике - всего лишь около 10%. Глобального решения надвигающейся проблемы энергетического голода не получается.

Совсем иная картина, иные перспективы появляются в случае применения АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используются практически весь добываемый уран. Это означает, что потенциальные ресурсы ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по сравнению с традиционной (на органическом топливе). Больше того, при полном использовании урана становится рентабельной его добыча и из очень бедных по концентрации месторождений, которых довольно много на земном шаре. А это в конечном счете означает практически неограниченное (по современным масштабам) расширение потенциальных сырьевых ресурсов ядерной энергетики.

Итак, применение реакторов на быстрых нейтронах значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Однако может возникнуть вопрос: если реакторы на быстрых нейтронах так хороши, если они существенно превосходят реакторы на тепловых нейтронах по эффективности использования урана, то почему последние вообще строятся? Почему бы с самого начала не развивать ядерную энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах?

Прежде всего следует сказать, что на первом этапе развития ядерной энергетики, когда суммарная мощность АЭС была мала и U 235 хватало, вопрос о воспроизводстве не стоял так остро. Поэтому основное преимущество реакторов на быстрых нейтронах - большой коэффициент воспроизводства - еще не являлся решающим.

В то же время вначале реакторы на быстрых нейтронах оказались еще не готовыми к внедрению. Дело в том, что при своей кажущейся относительной простоте (отсутствие замедлителя) они технически более сложны, чем реакторы на тепловых нейтронах. Для их создания необходимо было решить ряд новых серьезных задач, что, естественно, требовало соответствующего времени. Эти задачи связаны в основном с особенностями использования ядерного топлива, которые, как и способность к воспроизводству, по-разному проявляются в реакторах различного типа. Однако в отличие от последней эти особенности сказываются более благоприятно в реакторах на тепловых нейтронах.

Первая из этих особенностей заключается в том, что ядерное топливо не может быть израсходовано в реакторе полностью, как расходуется обычное химическое топливо. Последнее, как правило, сжигается в топке до конца. Возможность протекания химической реакции практически не зависит от количества вступающего в реакцию вещества. Ядерная же цепная реакция не может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного значения, называемого критической массой.

Уран (плутоний) в количестве, составляющем критическую массу, не является топливом в собственном смысле этого слова. Он на время как бы превращается в некоторое инертное вещество наподобие железа или других конструкционных материалов, находящихся в реакторе. Выгорать может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Таким образом, ядерное топливо в количестве, равном критической массе, служит своеобразным катализатором процесса, обеспечивает возможность протекания реакции, не участвуя в ней.

Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В тепловыделяющихся элементах, загружаемых в реактор, с самого начала помещается топливо как для создания критической массы, так и для выгорания. Значение критической массы неодинаково для различных реакторов и в общем случае относительно велико.^ Выбросы и сбросы вредных веществ при эксплуатации АСПеренос радиоактивности в окружающей среде Исходными событиями, которые развиваясь во времени, в конечном счете могут привести к вредным воздействиям на человека и окружающую среду, являются выбросы и сбросы радиоактивности и токсических веществ из систем АС. Эти выбросы делят на газовые и аэрозольные, выбрасываемые в атмосферу через трубу, и жидкие сбросы, в которых вредные примеси присутствуют в виде растворов или мелкодисперсных смесей, попадающие в водоемы. Возможны и промежуточные ситуации, как при некоторых авариях, когда горячая вода выбрасывается в атмосферу и разделяется на пар и воду. Выбросы могут быть как постоянными, находящимися под контролем эксплуатационного персонала, так и аварийными, залповыми. Включаясь в многообразные движения атмосферы, поверхностных и подземных потоков, радиоактивные и токсические вещества распространяются в окружающей среде, попадают в растения, в организмы животных и человека. На рисунке показаны воздушные, поверхностные и подземные пути миграции вредных веществ в окружающей среде. Вторичные, менее значимые для нас пути, такие как ветровой перенос пыли и испарений, как и конечные потребители вредных веществ на рисунке не показаны.

Воздействие радиоактивных выбросов на организм человека

Рассмотрим механизм воздействия радиации на организм человека: пути воздействия различных радиоактивных веществ на организм, их распространение в организме, депонирование, воздействие на различные органы и системы организма и последствия этого воздействия. Существует термин "входные ворота радиации", обозначающий пути попадания радиоактивных веществ и излучений изотопов в организм.

Различные радиоактивные вещества по - разному проникают в организм человека. Это зависит от химических свойств радиоактивного элемента.

^ Виды радиоактивного излучения

Альфа-частицы представляют собой атомы гелия без электронов, т.е. два протона и два нейтрона. Эти частицы относительно большие и тяжелые, и поэтому легко тормозят. Их пробег в воздухе составляет порядка нескольких сантиметров. В момент остановки они выбрасывают большое количество энергии на единицу площади, и поэтому могут принести большие разрушения. Из-за ограниченного пробега для получения дозы необходимо поместить источник внутрь организма. Изотопами, испускающими альфа- частицы, являются, например, уран (235U и 238U) и плутоний (239Pu).

Бета-частицы - это отрицательно или положительно заряженные электроны (положительно заряженные электроны называются позитроны). Их пробег в воздухе составляет порядка нескольких метров. Тонкая одежда способна остановить поток радиации, и, чтобы получить дозу облучения, источник радиации необходимо поместить внутрь организма, изотопы, испускающие бета-частицы - это тритий (3H) и стронций (90Sr).

Гамма-радиация - это разновидность электромагнитного излучения, в точности похожая на видимый свет. Однако энергия гамма-частиц гораздо больше энергии фотонов. Эти частицы обладают большой проникающей способностью, и гамма-радиация является единственным из трех типов радиации, способной облучить организм снаружи. Два изотопа, излучающих гамма-радиацию, - это цезий (137Сs) и кобальт (60Со).

^ Пути проникновения радиации в организм человека

Радиоактивные изотопы могут проникать в организм вместе с пищей или водой. Через органы пищеварения они распространяются по всему организму.

Радиоактивные частицы из воздуха во время дыхания могут попасть в легкие. Но они облучают не только легкие, а также распространяются по организму.

Изотопы, находящиеся в земле или на ее поверхности, испуская гамма-излучение, способны - облучить организм снаружи. Эти изотопы также переносятся атмосферными осадками.

^ Уничтожение опасных отходов Особое внимание следует уделять такому мероприятиям, как накопление, хранение, перевозка и захоронение токсичных и радиоактивных отходов.Радиоактивные отходы, являются не только продуктом деятельности АС но и отходами применения радионуклидов в медицине, промышленности, сельском хозяйстве и науке. Сбор, хранение, удаление и захоронение отходов, содержащих радиоактивные вещества, регламентируются следующими документами:

СПОРО-85 Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами. Москва: Министерство здравоохранения СССР, 1986;

Правила и нормы по радиационной безопасности в атомной энергетике. Том 1. Москва: Министерство здравоохранения СССР (290 страниц), 1989;

ОСП 72/87 Основные санитарные правила.

Для обезвреживания и захоронения радиоактивных отходов была разработана система "Радон", состоящая из шестнадцати полигонов захоронения радиоактивных отходов. Руководствуясь Постановлением Правительства Российской Федерации №1149-г от 5.11.91г.,Министерство атомной промышленности Российской Федерации в сотрудничестве с несколькими заинтересованными министерствами и учреждениями разработало проект государственной программы по обращению с радиоактивными отходами с целью создания региональных автоматизированных систем учета радиоактивных отходов, модернизации действующих средств хранения отходов и проектирования новых полигонов захоронения радиоактивных отходов. Выбор земельных участков для хранения, захоронения или уничтожения отходов осуществляется органами местного самоуправления по согласованию с территориальными органами Минприроды и Госсанэпиднадзора.

Вид тары для хранения отходов зависит от их класса опасности: от герметичных стальных баллонов для хранения особо опасных отходов до бумажных мешков для хранения менее опасных отходов. Для каждого типа накопителей промышленных отходов (т.е. хвосто- и шламохранилища, накопители производственных сточных вод, пруды-отстойники, накопители-испарители) определены требования по защите от загрязнения почвы, подземных и поверхностных вод, по снижению концентрации вредных веществ в воздухе и содержанию опасных веществ в накопителях в пределах или ниже ПДК. Строительство новых накопителей промышленных отходов допускается только в том случае, когда представлены доказательства того, что не представляется возможным перейти на использование малоотходных или безотходных технологий или использовать отходы для каких-либо других целей.

Захоронение радиоактивных отходов происходит на специальных полигонах. Такие полигоны должны находиться в большом удалении от населенных пунктов и крупных водоемов. Очень важным фактором защиты от распространения радиации является тара, в которой содержатся опасные отходы. Ее разгерметизация или повышенная проницаемостьможет способствовать отрицательное воздействие опасных отходов на экосистемы.Заключение

В конечном итоге можно сделать следующие выводы:

Факторы «За» атомные станции:

Атомная энергетика является на сегодняшний день лучшим видом получения энергии. Экономичность, большая мощность, экологичность при правильном использовании.

Атомные станции по сравнению с традиционными тепловыми электростанциями обладают преимуществом в расходах на топливо, что особо ярко проявляется в тех регионах, где имеются трудности в обеспечении топливно-энергетическими ресурсами, а также устойчивой тенденцией роста затрат на добычу органического топлива.

Атомным станциям не свойственны также загрязнения природной среды золой, дымовыми газами с CO2, NOх, SOх, сбросными водами, содержащими нефтепродукты.^ Список используемой литературы

Ольсевич О.Я., Гудков А.А. Критика экологической критики. - М.: Мысль, 1990. - 213с.

Ядерная и термоядерная энергетика будущего/Под ред. Чуянова В.А. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 192с.

Ядерный след/ Губарев В.С., Камиока И., Лаговский И.К. и др.; сост. Малкин Г. - М.: ИздАТ, 1992. - 256с.

Ефимова Н. Ядерная безопасность: у кого искать защиты? / "Экономика и время", №11 от 20 марта 1999.

Д. Никитин, Ю. Новиков "Окружающая среда и человек", 1986 г.

Ю.А. Израэль "Проблемы всестороннего анализа окружающей среды и принципы комплексного мониторинга"Ленинград, 1988 г.

В.В. Бадев, Ю.А. Егоров, С.В. Казаков "Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС", Москва, Энергоатомиздат, 1990 г.

www.ronl.ru

Ядерная энергетика

Реферат

"Ядерная энергетика"

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.

История развития атомной энергетики

В 1939 году впервые удалось расщепить атом урана. Прошло еще 3 года, и в США был создан реактор для осуществления управляемой ядерной реакции. Затем в 1945 г. была изготовлена и испытана атомная бомба, а в 1954 г. в нашей стране была пущена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция. Во всех этих случаях использовалась огромная энергия распада атомного ядра. Еще большее количество энергии выделяется в результате синтеза атомных ядер. В 1953 году в СССР впервые была испытана термоядерная бомба, и человек научился воспроизводить процессы, происходящие на солнце. Пока использовать для мирных целей ядерный синтез нельзя, но, если это станет возможным, то люди обеспечат себя дешевой энергией на миллиарды лет. Эта проблема – одно из важнейших направлений современной физики на протяжении последних 50 лет.

Приблизительно до 1800 года основным топливом было дерево. Энергия древесины получена из солнечной энергии, запасенной в растениях в течение их жизни. Начиная с Индустриальной революции, люди зависели от полезных ископаемых – угля и нефти, энергия которых также происходила из запасенной солнечной энергии. Когда топливо типа угля сжигается, атомы водорода и углерода, содержащиеся в угле, объединяются с атомами кислорода воздуха. При возникновении водного или углеродистого диоксида происходит выделение высокой температуры, эквивалентной приблизительно 1.6 киловатт-час на килограмм или приблизительно 10 электрон-вольт на атом углерода. Это количество энергии типично для химических реакций, приводящих к изменению электронной структуры атомов. Части энергии, выделенной в виде высокой температуры, достаточно для поддержания продолжения реакции.

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).

Основы ядерной энергии

Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и электрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотопическим спином Т и состоит из нуклонов – протонов и нейтронов. Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойства стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения.

Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта французским физиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку, Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий (температура, давление) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

Альфа-распад

Энергия связи ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные части. Если энергия связи ядра меньше энергии связи продуктов его распада, то это означает, что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всю энергию, и только 2% ее приходится на вторичное ядро. При альфа-распаде массовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номер на две единицы.

Начальная энергия альфа-частицы составляет 4–10 МэВ. Поскольку альфа-частицы имеют большую массу и заряд, длина их свободного пробега в воздухе невелика. Так, например, длина свободного пробега в воздухе альфа-частиц, испускаемых ядром урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием, – 3,3 см.

Бета-распад

Это процесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядкового номера без изменения массового числа. Различают три типа бета – распада: электронный, позитронный и захват орбитального электрона атомным ядром. Последний тип распада принято также называть К-захватом, поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К оболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также возможно, но менее вероятно. Период полураспада b – активных ядер изменяется в очень широких пределах.

Число бета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около полутора тысяч, но только 20 из них являются естественными бета-радиоактивными изотопами. Все остальные получены искусственным путем.

Непрерывное распределение по кинетической энергии испускаемых при распаде электронов объясняется тем обстоятельством, что наряду с электроном испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв спектра наблюдается при значении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетические энергии ядра и антинейтрино равны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.

При электронном распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу больше исходного при сохранении массового числа. Это означает, что в остаточном ядре число протонов увеличилось на единицу, а число нейтронов, наоборот, стало меньше: N=A – (Z+1).

Гамма-распад

Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это состояние называется основным. Однако путем облучения атомных ядер различными частицами или высокоэнергетическими протонами им можно передать определенную энергию и, следовательно, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходя через некоторое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро может испустить или частицу, если энергия возбуждения достаточно высока, или высокоэнергетическое электромагнитное излучение – гамма-квант. Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.

Замечательным и чрезвычайно важным свойством реакции деления является то, что в результате деления образуется несколько нейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условия для поддержания стационарной или развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующих условиях к развитию неконтролируемого процесса деления.

Ядерные реакторы

При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235U, доля которого в естественном уране составляет всего 0,714%.

Хотя 238U и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер 238U с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер 238U.

Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238U, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu, 233U, сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).

www.coolreferat.com

Реферат на тему: «Ядерная энергетика»

МОУ Одинцовский лицей №6 им. А.С. Пушкина

РЕФЕРАТ

на тему:

«Ядерная энергетика»

Ученик: Паршин Павел

Класс: 11в

Учитель: Бакушина Ольга Григорьевна

Одинцово 2011

В современной физике есть год, который называют «годом чудес». Это 1932-й год. Одним из таких «чудес» этого года было открытие нейтрона и создание нейтронно-протонной модели атомного ядра. В результате произошло выделение из атомной физики самостоятельного, бурно развивающегося направления – ядерной физики.

Ядерная физика изучает структуру и свойства атомных ядер. Она исследует также взаимопревращения атомных ядер, происходящие в результате как радиоактивных распадов, так и различных ядерных реакций. К ядерной физике тесно примыкает физика элементарных частиц, физика и техника ускорителей заряженный частиц, ядерная энергетика.

Исследуя атомное ядро, ядерная физика использует различные теоретические модели, которые могут показаться противоречащими друг другу. Немецкий физик М. Борн предложил в 1936 г. гидродинамическую модель атомного ядра, согласно которой ядро уподобляется капле заряженной плотной жидкости, состоящей из интенсивно взаимодействующих между собой нуклонов (нейтронов и протонов). Как и в капле обычной жидкости, поверхность капли-ядра может колебаться, что при некоторых условиях приводит к развалу ядра. Американский физик М. Гепперт-Майер и одновременно немецкий физик И. Йенсен разработали в 1950 г. оболочечную модель атомного ядра, в которой нуклоны ядра движутся независимо друг от друга в некоем усредненном поле ядерной силы. Подобно электронам в атоме, нуклоны заполняют различные оболочки, каждая из который характеризуется определённым значением энергии. Стремясь примирить взаимно исключающие исходные положения гидродинамической и оболочечной моделей, датские физики О. Бор и Б. Моттельсон, а также американский физик Дж. Рейнуотер разработали в начале 1950-х гг. так называемую обобщенную модель атомного ядра. Согласно этой модели, ядро состоит из сердцевины – устойчивой внутренней части (нуклоны целиком заполненных оболочек) и «внешних» нуклонов, движущихся в поле, создаваемом нуклонами сердцевины. Под влиянием внешних нуклонов сердцевина ядра может деформироваться, принимая форму вытянутого или, напротив, сплюснутого эллипсоида; может испытывать колебания.

Весьма важной обшивной составной частью ядерной физики является нейтронная физика. Она занимается ядерными реакциями, происходящими под действием нуклонов. Поскольку нейтрон электрически нейтрален, электронное поле ядра-мишени не отталкивает его; поэтому даже медленные нейтроны могут беспрепятственно приблизится к ядру на расстояния, при которых начинают проявляться ядерные силы. Нейтронная физика исследует также взаимодействие очень медленных нейтронов с веществом (энергия таких нейтронов порядка 0,01 эВ и меньше). Получаемые в этих исследованиях данные по рассеянию нейтронов веществом используются для выявления атомной структуры и характера движения атомов в различных кристаллах, жидкостях и отдельных молекул.

Современная ядерная физика достаточно четко распадается на две органически взаимосвязанные «ветви» – теоретическую и экспериментальную ядерную физику. Теоретическая ядерная физика «работает» с моделями атомного ядра и ядерных реакций; она опирается на фундаментальные физические теории, созданные в процессе исследования физики микромира. Экспериментальная ядерная физика использует богатейший арсенал современных исследовательских средств, включая в себя ядерные реакторы (как источники мощных пучков нейтронов), ускорители заряженных частиц (как источники пучков ускоренных электронов, протонов, ионов, а также мезонов и гиперонов), разнообразные детекторы частиц, возникающих в ядерных реакциях. Ядерно-физические исследования имеют огромное чисто научное значение, позволяя человеку глубже проникать в тайны строения материи. В то же время эти исследования необычайно важны и в практическом отношении (в ядерной энергетике, медицине и т.д.)

Ядерная энергетика

В атомных ядрах нуклоны (протоны и нейтроны) связаны ядерными силами, причем энергия связи Есв различна для разных ядер. Об энергии связи можно судить по дефекту масс ядер М – разнице между суммой масс нуклонов и массой ядер, при этом Есв = Мс2 (с – скорость света). Измеренная таким образом зависимость Есв (в расчете 1 нуклон) от атомного веса ядра А достигает максимума (Есв  8 МэВ на 1 нуклон) для атомных ядер средних масс и спадает в сторону тяжелых и легких ядер.

В ядерных реакциях деления тяжелых ядер и синтеза легких ядер, в которых продукты реакции связаны более сильно, чем исходные ядра, разница в энергиях связи переходит главным образом в кинетическую энергию ядер – продуктов и выделяется при их торможении в веществе в виде тепла.

На использовании этой энергии основана ядерная энергетика. Поскольку в ядерных реакциях выделяется энергия МэВ по сравнения с энергией связи атомов в молекулах эВ, выделяющейся в химических реакциях, теплотворная способность ядерных топлив оказывается в миллионы раз больше, чем обычных топлив.

Существует две возможности освобождение ядерной энергии и соответственно два главных направления ядерной энергетики.

Ядерная энергетика деления основана на делении тяжелых ядер нейтронами с образованием двух ядер-осколков А1 и А2 и нескольких (v) нейтрино. В природе есть лишь один изотоп – 235U, способный делиться под действием нейтронов любой энергии:

235U + n  A1 + A2 + v + E, причем величину Е  200 МэВ, а средняя величина v  2,5. Поскольку v > 1, возникает возможность осуществления цепной реакции, для чего служат ядерные реакторы деления (часто их называют атомными реакторами). Нейтроны, «рождающиеся» при делении, сталкиваются с ядрами, могут вызвать деление, а могут поглотиться без деления или же вылететь из реактора. Лишь при некоторой концепции делящихся ядер (критическая концепция) и при некоторых размерах реактора (критический размер) в каждом следующем «поколении» цепной реакции рождаются столько же нейтронов, сколько в предыдущем. В этом случае говорят о критическом реакторе, в котором осуществляется стационарная во времени цепная реакция.

В природном уране 235U составляет лишь 0,7%, а 99,3% — 238U, который в основном поглощает нейтроны без деления. Чтобы осуществить цепную реакцию в уране природного состава, необходимо замедлить нейтроны от энергии Ен  2 МэВ, с которыми они рождаются при делении, до очень малых энергий Ен  1/40 эВ, соответствующих их тепловому равновесию со средой, так как при этих энергиях резко падает вероятность поглощения нейтронов ураном-238, а вероятность поглощения их ураном-235 растет. С этой целью в реактор наряду с ураном помещается замедлитель нейтронов – вещество с малым атомным весом и слабым поглощением нейтронов (легкая или тяжелая вода, графит, бериллий). Это реактор на медленный (тепловых) нейтронах. Реактор же без замедлителя – реактор на быстрых нейтронах – может стать критическим лишь при использовании урана, обогащенного изотопом 235U до конкретизации около 10% и выше.

Наряду с ядерным топливом и замедлителем в состав реактора входят жидкий или газообразный теплоноситель для отвода тепла, конструкционные материалы, органы регулирования цепной реакции (например, подвижные стержни из поглощающего нейтроны материала). Обычно для уменьшения вылета нейтронов из реактора зону реакции – активную зону – окружают отражателем.

Вне собственно реактора находятся защита от его излучения, системы циркуляции теплоносителя, преобразования энергии и перегрузки топлива, в ходящие в состав атомной электростанции.

Исходя их энергии деления Е  200 МэВ, нетрудно подсчитать, что на производство 1 Мвт-суток тепловой энергии в реакторе расходуется (делится) примерно 1 г урана по сравнению с 3 т обычного топлива (Мвт-сутки – это энергия, выделяемая источником мощностью миллион ватт за 1 сутки).

Первая атомная электростанция (АЭС) с реактором деления была построена и пущена в СССР, в городе Обнинске, в 1954 г. К середине 80-х годов мощность действующих АЭС в мире превысила 200 млн. кВт (эл) и составила около 10% всех электрогенерирующих мощностей. В большинстве атомных электростанций используется ядерные реакторы на тепловых нейтронах с легкой водой в качестве замедлителя и теплоносителя, а также реакторы графитовым или тяжеловодным замедлителем и охлаждением водой, углекислым газом, гелием. Ядерные реакторы используют на крупном морском транспорте (ледоколы, подводные лодки), на спутниках земли. В соответствующих реакторах на тепловых нейтронах сжигается (делится) 235U, так что с учетом потерь используется только около 0,5% всего добываемого урана.

Однако запасы урана в месторождениях с высокой его концентрацией в руде (0,1% и более) невелики – 10-20 млн. т., так что по мере роста мощностей АЭС пришлось бы использовать более бедные руды с соответствующим удорожанием ядерной энергии. Чтобы избежать этого, разрабатываются способы воспроизводства ядерного горючего путем переработки 238U в искусственное ядерное горючее 239Pu по реакции:.

Поскольку v > 2, можно, принять меры к снижению потерь нейтронов, создать условия, при которых количество нового горючего, появившегося в результате данной реакции, станет превышать количество сгораемого горючего.

Такое расширенное воспроизводство ядерного горючего обеспечивает в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Для их охлаждения нельзя использовать воду, являющуюся хорошим замедлителем нейтронов; приходится применять с этой целью жидкий метал – натрий. Существуют возможности строительства быстрых реакторов с газовым или паровым охлаждением. Первый промышленный быстрый реактор был пущен в 1972 г. в СССР в городе Шевченко.

Другой вид искусственного горючего можно получить в результате реакции:.

Ядерная энергетика синтеза основана на синтезе легких ядер, протекающего при высоких температурах Т  100 * 106 К, когда реагирующая среда является полностью ионизированным газом – плазмой. Изучаются различные схемы удержания горючей плазмы.

Первые опытные энергетические ректоры синтеза – термоядерные реакторы, - вероятно, будут построены к концу этого века.

В настоящее мировое производство энергии соответствует сжиганию около 10 млрд. т обычного топлива в год. В следующем веке эта величина, вероятно, возрастет в несколько раз. Ядерная энергетика способна обеспечить длительное развитие человечества без ограничений со стороны топливных ресурсов.

Ядерные реакции

Существует большое количество различных типов ядерных реакций – процессов, при которых частицы (или ядра) взаимодействуют с ядрами. Первая из таких реакций наблюдалась в 1919 г. Э. Резерфордом. Это было расщепление ядра азота быстрой альфа-частицей (ядром гелия-4): .

Под действием бомбардирующих частиц в атомном ядре могут происходить весьма сложные процессы, приводящие к его возбуждению, вылету одного или нескольких нуклонов (как называются протоны и нейтроны вместе), иногда к полному развалу ядер. Однако в любом случае при их протекании выполняются законы сохранения электрического заряда, полного числа нуклонов, энергии, импульса и еще целого ряда величин. Так, в приведенном выше примере сохраняется электрический заряд (2 + 7 = 8 + 1) и число нуклонов (4 + 14 = 17 + 1). Реакция идет с поглощением энергии (Q= - 1 МэВ).

Законы сохранения позволяют сделать много важных выводов о протекании реакции. Обширный класс их связан с нейтронами. Эта частица – очень удобный инструмент для проникновения в глубь ядра и воздействия на него. Нейтрон не заряжен, и в отличие от заряженного протона или альфа-частицы ему не приходится преодолевать кулоновские силы отталкивания со стороны ядра. Попав в ядро, нейтрон становится участником сильного взаимодействия При это м выделяется значительная по ядерным масштабам энергия.

Для примера рассмотрим реакцию, в которой нейтрон захватывается ядром алюминия: .

Согласно теории Бора, в которой для ядра используется модель жидкой капли, энергия, выделившаяся при захвате, распределяется между всеми частицами ядра. Капля подогревается, увеличивая свою температуру. В таком состоянии она находится довольно долго. (Правда по ядерным масштабам «долго» означает лишь время, существенно больше 10 – 20  10 – 22 с, т. е. времени пролета нейтрона сквозь ядро.) Пока в силу случайных обстоятельств на одной частице (или на группе частиц) снова не сосредоточится энергия, достаточная, чтобы выбросить за пределы ядра. Происходит частичное испарение капли, после чего она охлаждается. Испарится могут самые разные частицы. Так в случае в результате испарения p получается , при испарении и т. п.

Вероятность того, что реакция произойдет тем или иным путем, зависит возбужденного состояния ядра , т. е. от энергии, привнесенной нейтроном. Чем она больше, тем разнообразнее способы распада.

Образование промежуточного ядра и его распада далеко не единственный механизм протекания ядерных реакций. Существует прямые процессы, в которых такие ядра не образуются, реакции термоядерного синтеза (слияние двух легких ядер в более тяжелое), сопровождающиеся большим выделением энергии, и т. п.

Ядерные реакции широко используются при получении широко используются для получения искусственных радиоактивных изотопов.

refdb.ru

Смотрите также

..:::Новинки:::..

Windows Commander 5.11 Свежая версия.

Новая версия
IrfanView 3.75 (рус)

Обновление текстового редактора TextEd, уже 1.75a

System mechanic 3.7f
Новая версия

Обновление плагинов для WC, смотрим :-)

Весь Winamp
Посетите новый сайт.

WinRaR 3.00
Релиз уже здесь

PowerDesk 4.0 free
Просто - напросто сильный upgrade проводника.

..:::Счетчики:::..