|
|
Есть две возмодности освобождения ядерной энергии и, соответственно, два главных направления ядерной энергетики - ядерная энергетика деления и ядерная энергетика синтеза.
Для осуществления ядерной цепной реакции деления используют сложные технические устройства - ядерные (атомные) реакторы. Первый в мире реактор бвл построен в 1942 г. в США, работами руководил итальянский физик Э. Ферми. Первый в Европе и СССР ядерный реактор был сооружен в 1946 г. под руководством советского ученого И. В. Курчатова.
Ядерная энергетика деления основана на делении тяжелых ядер нейтронами с образованием из каждого ядра двух ядер-осколков и нескольких нейтронов. Нейтроны, «рождающиеся» при делении, сталкиваясь с ядрами, могут вызвать цепную реакцию деления новых ядер. Это происходит при определенной (критической) концентрации делящихся ядер в реакторе и определенных (критических) размерах ректора.
В качестве горючего используют делящиеся ядра некоторых изотопов урана и плутония. Способностью делиться под действием нейтронов обладает изотоп урана - уран-235. Между тем в природном уране содержится всего 0, 7% урана-235; 99, 3% составляет уран-238, который в основном поглощает нейтроны без деления.
Чтобы осуществить цепную ядерную реакцию в природном уране, необходимо замедлить нейтроны от энергий ~2МэВ, с которыми они рождаются при делении, до очень малых энергий ~1/40 эВ, соответствующих их тепловому равновесию со средой. Именно при этих энергиях резко падает вероятность поглощения нейтронов ураном-238, а вероятность поглощения их ураном-235 растет.
Поэтому в реактор наряду с ураном помещают замедлитель нейтронов - вещество с малой атомной массой и слабым поглощением нейтронов (легкая или тяжелая вода, графит, бериллий). Это реактор на медленных (тепловых) нейтронах. Реактор же без замедлителя - реактор на быстрых нейтронах - может стать критическим лишь при использовании урана, обогащенного изотопом урана-235 до концентрации 10% и выше.
По своей конструкции реакторы деления полразделяют на гомогенные и гетерогенные. В первых ядерное горючее и замедлитель представляют собой гомогенный (однородный) раствор, к примеру раствор солей урана в тяжелой воде. В гетерогенных реакторах топливо распределено в массе твердого замедлителя, например графита. Блоки с ядерным топливом - тепловыделяющие элементы, или ТВЭЛы, обычно образуют в графитовой кладке геометрически правильный пространственный узор.
Наряду с ядерным топливом и замедлителем в состав реактора входят жидкий или газообразный теплоноситель для отвода теплоты, конструкционные материалы, органы регулирования цепной реакции (подвижные стержни из поглощающего нейтроны материала).
Обычно для уменьшения вылета нейтронов из реактора зону реакции - активную зону - окружают отражателем.
В состав атомной электростанции кроме реактора входят система защиты от его излучений, системы циркуляции теплоносителя, преобразования энергии и перегрузки топлива.
На АЭС теплота, выделяющаяся в результате ядерной реакции, отводится в теплообменник, где она нагревает до кипения воду. Образующийся пар пар направляют в турбину или используют для теплофикации промышленных или жилых зданий.
Ою огромном преимуществе ядерной энергетики можно судить по такому сравнению: из 1 г. урана в реакторе деления можно получть столько же энергии, сколько дают 2 т условного угля.
Первая АЭС с реактором мощностью 5 МВт была построена и пущена в СССР в городе Обнинске (Калужская оюласть) в 1954 г. Начиная с 60-х годов в СССР велось интенсивное строительство атомных электростанций большой мощности. В 1967 г. построена 1-я очередь Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова (Свердловская область), в 1980 г. электростанция пущена на полную мощность - 900 МВт. В 1974 г. введена в строй 1-я очередь (880 МВт) Кольской АЭС (Мурманская область), а 1984 г. она достигла проектной мощности 1760 МВт. С 1980 г. действует Нововоронежская АЭС (Воронежская область) мощностью 2455 МВт, с 1981 г. - Ленинградская АЭС мощностью 4000 МВт. К 1986 г. введены в действие 1-я и 2-я очереди Курской АЭС мощностью 4000 МВт, пущены на Смоленской АЭС первые два реактора мощностью по 1000 МВт, на Игналинской АЭС (Литва) первый реактор мощностью 1500 МВт. С 1981 по 1985 производство энергии атомными электростанциями возросло более чем вдвое - с 73 до 167 млрд. кВт*ч в год.
Ядерные реакторы деления деления используются не только на АЭС, но и на крупном морском транспорте (ледоколы, подводные лодки), на искусственных спутниках Земли.
Ядерная энергетика синтеза основана на синтезе легких ядер, протекающем при высоких температурах - свыше 10^7 К, когда реагирующая среда является плазмой (ионизированным газом). Изучаются различные схемы удержания горячей плазмы.
С целью экономии природного ядерного топлива разрабатываются способы воспроизводства ядерного горючего, в частности, путем переработки урана-238 в искусственное ядерное горючее плутоний-239. Такое расширенное воспроизводство ядерного горючего осуществляется в реакторах-размножателях на быстрых нейтронах. Для их охлаждения нельзя использовать воду, являющуюся хорошим замедлителем нейтронов; приходится применять для этой цели жидкий натрий. Изучается возможность строительства быстрых реакторов с газовым или паровым охлаждением.
Первый промышленный реактор на быстрых нейтронах был пущен в 1972 г. в СССР, в городе Шевченко.
При проектировании, строительстве и эксплуатации установок атомной энергетики главное внимание обращается на их надежность и безопасность. После аварии на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 г. были приняты меры к тому, чтобы возможность аварий атомных установок была сведена к нулю.
|
|