Ядерная энергия деления атомов тяжелых металлов уже широко используется во многих странах. В некоторых странах доля этого вида энергии достигает 70 % (Франция, Япония). Вероятно в ближайшие 50–100 лет ядерная энергия деления будет составлять серьезную конкуренцию свеем другим видам энергии, используемой человечеством. Мировые запасы урана, основного носителя ядерной энергии деления, составляет более 5 млн. тонн. Это означает, что запаса ядерной энергии на порядок больше, чем запасов всех ископаемых невозобновляемых источников энергии.
Ядра атомов состоят из двух элементарных частиц, протонов и нейтронов. Совокупность протонов и нейтронов образуют массовое число, состоящее из количества протонов и количества нейтронов в ядре атома:
А = Z p + Z n ,
где Z p – количество протонов в ядре, Z n – количество нейтронов. Масса элементарных частиц измеряется в атомных единицах массы (аем) и в килограммах. Физикам известны с большой точностью массы основных элементарных частиц. В частности, масса протона:
m p = 1.007276 аем = 1.672623·10 -27 кг;
масса нейтрона:
m n = 1.008664 аем = 1.674928·10 -27 кг.
Разница между массой протона и нейтрона невелика, но заметна. Масса электрона, определенное количество которых образуют электронное облако вокруг ядра, примерно в 1823 раза меньше массы протона или нейтрона, поэтому их влиянием, как правило, пренебрегают, по крайней мере, в прикидочных расчетах.
Собранные в ядре атома протоны и нейтроны образуют энергию связи ядра:
E СВЯЗИ = (m p ∙ Z p + m n ∙ Z n – m ЯДРА)∙c 2 .
Эта формула дает энергию в Дж, если масса приведена в килограммах. Из формулы видно, что энергия связи образуется за счет разности между массой ядра и массой отдельных составляющих ядра (за счет так называемого дефекта массы). При делении ядра происходит выделение этой энергии.
Ядра всех элементов подразделяются на:
Стабильные или псевдостабильные, у которых время полураспада более миллиона лет;
Делящиеся спонтанно, нестабильные с периодом полураспада менее миллиона лет.
Однако, существуют элементы, ядра которых допускают искусственное деление, если их ядра подвергаются бомбардировке нейтронами, Эти нейтроны, проникая в ядро, превращают его в нестабильное и вызывают его искусственное деление. В настоящее время используют для целей энергетики три варианта такого искусственного деления:
1. Использование U 2 35 и медленных (тепловых) нейтронов. Тепловые нейтроны имеют скорость движения не более 2000 м/с.
2. Использование Pu 239 илиU 2 33 и медленных (тепловых) нейтронов. ПлутонийPu 239 и уранU 2 33 , в природе не встречаются и получаются искусственным путем при реализации третьего способа.
3. Использование U 2 38 и быстрых нейтронов со скоростью движения порядка 30 000 м/с. Возможно также использованиеTh 232 (ториевый цикл).
Для обеспечения непрерывного деления ядер необходима так называемая цепная реакция деления. Для возникновения цепной реакции необходимо, чтобы в каждом последующем акте деления участвовало больше нейтронов, чем в предыдущем. Делящиеся ядерные топлива являются однокомпонентными. Тепловые нейтроны поглощаются делящимися изотопами наиболее интенсивно. Поэтому в атомных реакторах нейтроны замедляются в специальных веществах-замедлителях - в воде, тяжелой воде, графите, бериллии и др.
Природный уран, добываемый из земной коры, содержит только 0,712% U 2 35 , делящегося при захвате тепловых нейтронов. Остальную массу составляетU 2 38 . Это приводит к необходимости обогащать природный уран добавлением в негоU 2 35 от 1 до 5% для реакторов атомных электростанций.
Рассмотрим процесс получения ядерной реакции деления по первому варианту. В общем случае формула расчета дефекта массы следующая:
где m U - масса ядра урана,m Д - масса всех продуктов деления,m n - масса нейтрона. При такой ядерной реакции выделяется энергия
W = ΔM ∙ c 2 .
Теоретические расчеты и опыт показали, что при использовании U 2 35 и поглощении его атомом одного медленного нейтрона появляется два атома продуктов деления и три новый нейтрона. В частности, могут появиться барий и криптон. Реакция имеет следующий вид:
Дефект массы в относительных единицах равен
.
Массы всех участвующих в реакции элементов равны: М U = 235.043915,M Ba = 140.907596,M Kr = 91.905030,m n = 1.008664, все величины в аем. Дефект массы равен:
Таким образом, при расщеплении 1 кг U 2 35 дефект массы составит 0,000910 кг. Выделяемая при этом энергия равна
W = 0,000910∙(3∙10 8) 2 = 8190∙10 10 Дж = 8,19∙10 7 МДж.
Энергетический блок мощностью 1000 МВт за год вырабатывает электрической энергии W Е = 10 3 ∙10 6 ∙3600∙8760 = 3,154∙10 16 Дж или 3,154∙10 10 МДж.
При КПД блока η = 0,4 потребуется в год урана-235:
кг.
Для сравнения определим потребность в антраците
2,25 млн. тонн.
Расчеты произведены для чистого урана-235. Если природный уран обогащается до 3%, общая масса урана составит
M = 962,8/0,03 = 32 093 кг.
Кроме того, на практике используется не металлический уран, который имеет недостаточно высокую температуру плавления, а двуокись урана UO 2 . Рассчитаем общую потребность обогащенного ядерного топлива с использованием двуокиси урана для обеспечения работы энергетического блока мощностью 1000 МВт в течение года. С учетом массы кислорода, доля которого приблизительно равна отношению: 2∙16/238 = 0,134, общая масса ядерного топлива составит:
М ЯТ = 32093∙(1 + 0,314) = 36400 кг = 36,4 тонн.
Легко видеть, что разница в массах органического топлива и ядерного топлива, потребных для производства одного и того же количества энергии колоссальна.
Ранее отмечалось, что основную массу природного урана составляет уран-238, который практически не реагирует на медленные нейтроны, но хорошо взаимодействует с быстрыми нейтронами. При этом становится возможной следующая ядерная реакция:
и частично накапливается. Накопленный плутоний-239 может использоваться в качестве ядерного топлива в реакторе на медленных (тепловых) нейтронах. С помощью такой реакции многократно (почти в 100 раз) повышается эффективность использования природного урана.
В реакторах на быстрых нейтронах возможна организация ториевого цикла с использованием тория-232. Запасы тория в природе превышают запасы урана в 4–5 раз. В результате захвата теплового нейтрона природным торием-232 образуется делящийся изотоп уран-233, который может сжигаться на месте или накапливаться для последующего использования в реакторах на тепловых нейтронах:
Ториевая энергетика, в отличие от урановой, не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы. Это важно как с экологической точки зрения, так и с точки зрения нераспространения ядерного оружия.
Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на урановом, поскольку ториевые реакторы не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируемую цепную реакцию. Однако до промышленного применения реакторов с ториевым циклом пока еще далеко.
Энергия термоядерного синтеза . При слиянии легких ядер (водород и его изотопы, гелий, литий и некоторые другие) масса ядра после слияния получается меньше суммы масс отдельных ядер до слияния. В результате также получается дефект массы и, как следствие выделение энергии. Привлекательность использования этой энергии обусловлена практически неисчерпаемыми запасами сырья для ее осуществления.
Для осуществления термоядерного синтеза необходимы сверхвысокие температуры порядка 10 7 ºKи выше. Необходимость сверхвысоких температур обусловлена тем, что из-за сильного электростатического отталкивания ядра в процессе теплового движения могут сблизиться на малые расстояния и прореагировать только при достаточно большой кинетической энергии их относительного движения. В естественных условиях термоядерные реакции происходят в недрах звезд, являясь основным источником излучаемой ими энергии. Искусственная термоядерная реакция получена только в виде неуправляемого взрыва водородной бомбы. В то же время в течение многих лет ведутся работы по управляемому термоядерному синтезу.
Существуют два направления реализации проекта получения полезной энергии на основе управляемой реакции термоядерного синтеза.
Первое направление связано с использованием тороидальной камеры, в которой магнитное поле сжимает ядра сливающихся элементов, нагретых до нескольких миллионов градусов. В целом устройство называется ТОКАМАК (расшифровывается как тороидальная камера с магнитными катушками). По этому пути идут европейские страны и Россия.
Второе направление использует лазеры для нагрева и сжатия ядер. Так проект NIF-192, реализуемый в Ливерпульской национальной лаборатории в Калифорнии использует 192 лазера, которые расположены по окружности и своим одновременным излучением сжимает дейтерий и тритий.
Результаты обнадеживающие, но не позволяющие сделать выводы о конкретных сроках получения ядерной энергии синтеза в практических целях.
Эйнштейн установил связь между энергией и массой в своем уравнении:
где с = 300 000 000 м/с - скорость света;
таким образом тело человек массой 70 кг содержит в себе энергию
такое количество энергии реакторная установка РБМК-1000 выработает только задве тысячи массы разделившегося ядра. Разумеется до полного превращения массы в энергию еще очень далеко, но уже такое, не обнаруживаемое обычными весами, изменение массы топлива в реакторе позволяет получать гигантское количество энергии. Изменение массы топлива за год непрерывной работы в реакторе РБМК-1000 составляет приблизительно 0.3 г, но выделившаяся при этом энергия такая же, как при сжигании 3000000 (три миллиона) тон угля.%лет работы. Главная проблема научится превращать массу в полезную энергию. Первый шаг для решения этой проблемы человечество сделало освоив военное и мирное использование энергии деления ядер. В самом первом приближении процессы, происходящие в ядерном реакторе, можно описать как непрерывное деление ядер. При этом масса целого ядра до деления больше массы получившихся осколков. Разница составляет примерно 0.1
Мощность.
В практике, когда мы говорим о источнике энергии нас, как правило, интересует его мощность. Поднять тысячу кирпичей на пятый этаж строящегося дома, можно краном, а можно и с помощью двух рабочих с носилками. И в том, и в другом случае совершенная работа и затраченная энергия одинакова, отличаются только мощности источников энергии. Определение: Мощность источника энергии (машины), это количество полученной энергии (совершенной работы) в единицу времени.
мощность= энергия(работа)/время
размерность [Дж/сек = Вт]
Закон сохранения энергии
Как указывалось выше в окружающем нас мире происходит непрерывное преобразование энергии из одного вида в другую. Подбросив мячик мы вызвали цепочку преобразований механической энергии из одного вида в другой. Прыгающий мячик наглядно иллюстрирует закон сохранения энергии:
Энергия не может исчезать в никуда, или появляться из неоткуда, она может только переходит из одного вида в другой.
Мяч, совершив несколько подскоков, в конце концов останется неподвижным на поверхности. Поскольку первоначально переданная ему механическая энергия расходуется на:
а) преодоление сопротивления воздуха в котором движется мяч (переходит в тепловую энергию воздуха)
б) нагрев мяча и поверхности соударения. (изменение формы всегда сопровождается нагревом, вспомним как нагревается алюминиевая проволока при многократных перегибах)
Преобразование энергии
Возможности по преобразованию и использованию энергии являются показателем технического развития человечества. Первым, используемым человеком, преобразователем энергии можно считать парус - использование энергии ветра для перемещения по воде, дальнейшие развитее, это использование ветра и воды в ветряных и водяных мельницах. Изобретение и внедрение паровой машины произвело настоящую революцию в технике. Паровые машины на фабриках и заводах резко увеличили производительность труда. Паровозы и теплоходы сделали перевозки по суше и морю более быстрыми и дешевыми. На начальном этапе паровая машина служила для превращения тепловой энергии в механическую энергию вращающегося колеса, от которого с помощью различного рода передач (валы, шкивы, ремни, цепи), энергия передавалась на машины и механизмы.
Широкое внедрение электрических машин, двигателей превращающих электрическую энергию в механическую и генераторов для производства электроэнергии из механической энергии, ознаменовало собой новый скачёк в развитии техники. Появилась возможность передавать энергию на большие расстояния в виде электроэнергии, родилась целая отрасль промышленности энергетика.
В настоящее время создано большое количество приборов предназначенных, как для преобразования электроэнергии в любой вид энергии необходимый для жизнедеятельности человека: электромоторы, электронагреватели, лампы освещения, так и использующие непосредственно электроэнергию: телевизоры, приемники и т.п.
АЭС (с одноконтурным реактором)
История развития Атомной энергетики
Первая в мире АЭС опытно-промышленного назначения мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преимущественно в военных целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (август 1955, Женева).
В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему, 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.
В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт-ч электроэнергии (важнейший экономический показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для промышленного пользования, но и как демонстрационный объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В ноябре 1965 в г. Мелекессе Ульяновской области вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 Мвт, реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).
За рубежом первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).
Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора 1, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, которая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.
Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; 3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.
Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется главным образом накопленным опытом в реакторостроении, а также наличием необходимого промышленного оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.
В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамический цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамического цикла определяется максимально допустимой температурой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой температурой собственно ядерного горючего, а также свойствами тенлоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор которой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и температурой. Тепловая схема АЭС в этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева (рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.
При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанционным управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.
В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличительные особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в специальных трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).
Для предохранения персонала АЭС от радиационного облучения реактор окружают биологической защитой, основным материалом для которой служат бетон, вода, серпентиновый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, которые отделены от остальных помещений АЭС биологической защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС специальной системой вентиляции, в которой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиационной безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрического контроля.
При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение несколько секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.
Наличие биологические защиты, систем специальной вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрического контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.
Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличительная особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.
При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.
В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологической защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор - турбина. В машинном зале расположены турбогецераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспомогательное оборудование и системы управления станцией.
Экономичность АЭС определяется её основными техническими показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэффициент использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30-40% (на ТЭС 60-70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, например АЭС в пос. Билибино (Якутская АССР) с электрической мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казахская ССР) электрической мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 т воды из Каспийского моря.
В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Международного атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.
В Советском Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энергетических блоков (до 1000 Мвт) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для промышленных АЭС. Физические особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроизводство ядерного горючего (коэффициент воспроизводства от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 235U, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-З, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению промышленных АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской АЭС. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, например в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.
Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).
На 3-й Международной научно-технической конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в августе 1968 7-я Мировая энергетическая конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда АЭС станет одним из основных производителей электроэнергии.
Энергия ядерной реакции сосредоточена в ядре атома. Атом – крошечная частица из которых состоит вся материя во Вселенной.
Количество энергии при ядерном делении огромно и она может использоваться для создания электричества, но её сначала необходимо освободить от атома.
Получение энергии
Использование энергии ядерной реакции происходит с помощью оборудования, которое может управлять атомным делением для производства электроэнергии.
Топливо, используемое для реакторов и производства энергии чаще всего гранулы элемента урана. В ядерном реакторе атомы урана вынуждены разваливаться. Когда они разделились, атомы выделяют мельчайшие частицы, называемые продуктами деления. Продукты деления воздействуют на другие атомы урана для разделения – начинается цепная реакция. Энергия ядра, выделяющаяся из этой цепной реакции создает тепло. Тепло от атомного реактора сильно нагревает его, поэтому он должен охлаждаться. Технологически лучший охлаждающий агент обычно вода, но некоторые ядерные реакторы используют жидкий металл или расплавленные соли. Охлаждающее вещество, нагретое от ядра, производит пар. Пар воздействует на паровую турбину поворачивая её. Турбина через механическую передачу подключена к генератору, который вырабатывает электричество. 
Реакторы управляются с помощью управляющих стержней которые можно настроить на количество вырабатываемого тепла. Управляющие стержни изготавливают из материала, как кадмий, гафний или бор чтобы поглощать некоторые из продуктов созданные ядерным делением. Стержни присутствуют во время цепной реакции для контроля реакции. Удаление стержней позволит сильнее развиться цепной реакции и создать больше электроэнергии.
Около 15 процентов мирового электричества генерируется атомными электростанциями.
Соединенные Штаты имеют более чем 100 реакторов, хотя США создает большую часть своей электроэнергии от ископаемого топлива и гидроэлектроэнергии.
В России 33 энергоблока на 10 атомных электростанциях -15% энергобаланса страны.
Литва, Франция и Словакия потребляют большую часть электроэнергии от атомных электростанций.
Ядерное топливо используемое для получения энергии
Уран – это топливо наиболее широко используемое для того чтобы производилась энергия ядерной реакции. Это потому что атомы урана относительно легко делятся на части. Конкретный тип урана для производства под названием U-235, встречается редко. U-235 составляет менее одного процента урана в мире.
Уран добывается в Австралии, Канаде, Казахстане, России, Узбекистане и должен быть обработан, прежде чем его можно будет использовать.
Типичный реактор использует около 200 тонн урана каждый год . Сложные процессы позволяют некоторой части урана и плутония повторно обогащаться или перерабатываться. Это уменьшает количество добычи, извлечения и обработки.Поскольку ядерное топливо может использоваться для создания оружия, то производство относится к договору о нераспространении такого оружия по импортированию урана или плутония или другого ядерного топлива. Договор способствует мирному использованию топлива, а также ограничению распространения такого типа оружия.
Ядерная энергии и люди
Ядерная атомная энергия производит электричество, которое может использоваться для электропитания домов, школ, предприятий и больниц.
Первый реактор для производства электроэнергии был сооружен в штате Айдахо, США и экспериментально начал питать себя в 1951 году.
В 1954 году в Обнинске, Россия, была создана первая атомная электростанция, предназначенных для обеспечения энергии для людей.
Строительство реакторов с извлечением энергия ядерной реакции требует высокий уровень технологий и только страны, которые подписали договор о нераспространении могут получать уран или плутоний, который требуется. По этим причинам большинство атомных станций расположены в развитых странах мира.
Атомные электростанции производят возобновляемую, экологически чистые ресурсы. Они не загрязняют воздух или производят выбросы парниковых газов. Они могут быть построены в городской или сельской местности и радикально не изменяют окружающую среду вокруг них.
Радиоактивный материал электростанций
Радиоактивный материал в р еакторе безопасен так как охлаждается в отдельной структуре, называемой градирни. Пар превращается обратно в воду и может снова использоваться для производства электроэнергии. Избыточный пар просто перерабатывается в атмосферу, где он не вредит как чистая вода.
Однако, энергия ядерной реакции имеет побочный продукт в виде радиоактивного материала. Радиоактивный материал представляет собой совокупность нестабильных ядер. Эти ядра теряют свою энергию и могут повлиять на многие материалы вокруг них, в том числе живые организмы и окружающую среду. Радиоактивный материал может быть чрезвычайно токсичным, вызывая болезни, увеличивая риск для рака, болезни крови и распад костей.
Радиоактивными отходами является то, что осталось от эксплуатации ядерного реактора.
Радиоактивные отходы покрывают защитную одежду, которую носили рабочие, инструменты и ткани, которые были в контакте с радиоактивной пылью. Радиоактивные отходы долговечны. Материалы, как одежда и инструменты, могут быть радиоактивны тысячи лет. Государство регулирует, как эти материалы удаляются, чтобы не загрязнять что-нибудь еще.
Используемое топливо и стержни чрезвычайно радиоактивны. Гранулы используемого урана должны храниться в специальных контейнерах, которые выглядят как большие бассейны.Некоторые заводы хранят используемое топливо в надземных резервуарах сухого хранения.
Вода, охлаждающая топливо, не контактирует с радиоактивностью поэтому безопасна.
Известны также у которых принцип работы несколько другой.
Использование атомной энергии и радиационная безопасность
Критики использования энергии ядерной реакции беспокоятся, что хранилища для радиоактивных отходов будут течь, иметь трещины или разрушаться. Радиоактивный материал затем мог бы загрязнять почвы и грунтовых вод вблизи объекта. Это может привести к серьезным проблемам со здоровьем людей и живых организмов в этом районе. Всем людям пришлось бы эвакуироваться.
Это то, что произошло в Чернобыле, Украина, в 1986 году. Паровой взрыв в одном из электростанций четвертого ядерного реактора разрушил его и возник пожар. Образовалось облако радиоактивных частиц, который упал на землю или дрейфовал с ветром, а частицы вошли в круговорот воды в природе как дождь. Большинство радиоактивных выпадений упали в Белоруссии.
Экологические последствия Чернобыльской катастрофы произошли немедленно. В километрах вокруг объекта сосновый лес засох, а красный цвет мертвых сосен получил в этом районе прозвище Рыжий лес. Рыба от близлежащей реки Припять получила радиоактивность и люди больше не смогут её употребить. Крупный рогатый скот и лошади умерли. Более 100 000 человек эвакуированы после катастрофы, но количество человеческих жертв Чернобыля трудно определить.
Последствия радиационного отравления появляются только после многих лет. У таких болезней как рак трудно определить источник.
Будущее ядерной энергии
Реакторы используют деление или расщепление атомов для производства энергии.
Энергия ядерной реакции может также производиться путем слияния или присоединения атомов вместе. Производится . Солнце, например, постоянно подвергается ядерному синтезу водородных атомов формируя гелий. Так как жизнь на нашей планете зависит от Солнца, можно сказать, что расщепление делает возможным жизнь на Земле.
Атомные электростанции пока не имеют возможности безопасно и надежно производить энергию путем ядерного синтеза (соединения), но ученые исследуют ядерный синтез, потому что этот процесс скорее всего будет безопасным и экономически более эффективным как альтернативный вид энергии.
Энергия ядерной реакции огромна и должна использоваться людьми.
Зависимость энергии связи, приходящейся на один нуклон, от числа нуклонов в ядре приведена на графике.
Энергия, которая требуется, чтобы разделить ядро на отдельные нуклоны, называется энергией связи. Энергия связи, приходящаяся на один нуклон , неодинакова для разных химических элементов и, даже, изотопов одного и того же химического элемента. Удельная энергия связи нуклона в ядре колеблется, в среднем, в пределах от 1 МэВ у лёгких ядер (дейтерий) до 8,6 МэВ, у ядер среднего веса (А≈100). У тяжёлых ядер (А≈200) удельная энергия связи нуклона меньше, чем у ядер среднего веса, приблизительно на 1 МэВ, так что их превращение в ядра среднего веса (деление на 2 части) сопровождается выделением энергии в количестве около 1 МэВ на нуклон, или около 200 МэВ на ядро. Превращение лёгких ядер в более тяжёлые ядра даёт ещё больший энергетический выигрыш в расчёте на нуклон. Так, например, реакция соединения дейтерия и трития
1 D²+ 1 T³→ 2 He 4 + 0 n 1
сопровождается выделением энергии 17,6 МэВ, то есть 3,5 МэВ на нуклон .
Высвобождение ядерной энергии
Известны экзотермические ядерные реакции, высвобождающие ядерную энергию.
Обычно для получения ядерной энергии используют цепную ядерную реакцию деления ядер урана-235 или плутония . Ядра делятся при попадании в них нейтрона , при этом получаются новые нейтроны и осколки деления. Нейтроны деления и осколки деления обладают большой кинетической энергией . В результате столкновений осколков с другими атомами эта кинетическая энергия быстро преобразуется в тепло.
Другим способом высвобождения ядерной энергии является термоядерный синтез . При этом два ядра лёгких элементов соединяются в одно тяжёлое. Такие процессы происходят на Солнце.
Многие атомные ядра являются неустойчивыми. С течением времени часть таких ядер самопроизвольно превращаются в другие ядра, высвобождая энергию. Такое явление называют радиоактивным распадом .
Применение ядерной энергии
Энергия термоядерного синтеза применяется в водородной бомбе .
Примечания
См. также
Ссылки
Международные соглашения
- Конвенция об оперативном оповещении о ядерной аварии (Вена, 1986)
- Конвенция о физической защите ядерного материала (Вена, 1979)
- Венская конвенция о гражданской ответственности за ядерный ущерб
- Объединённая конвенция о безопасности обращения с отработавшим топливом и безопасности обращения с радиоактивными отходами
Литература
- Clarfield, Gerald H. and William M. Wiecek (1984). Nuclear America: Military and Civilian Nuclear Power in the United States 1940-1980 , Harper & Row.
- Cooke, Stephanie (2009). In Mortal Hands: A Cautionary History of the Nuclear Age , Black Inc.
- Cravens Gwyneth Power to Save the World: the Truth about Nuclear Energy. - New York: Knopf, 2007. - ISBN 0-307-26656-7
- Elliott, David (2007). Nuclear or Not? Does Nuclear Power Have a Place in a Sustainable Energy Future? , Palgrave.
- Falk, Jim (1982). Global Fission: The Battle Over Nuclear Power , Oxford University Press.
- Ferguson, Charles D., (2007). Nuclear Energy: Balancing Benefits and Risks Council on Foreign Relations .
- Herbst, Alan M. and George W. Hopley (2007). Nuclear Energy Now: Why the Time has come for the World’s Most Misunderstood Energy Source , Wiley.
- Schneider, Mycle, Steve Thomas, Antony Froggatt, Doug Koplow (August 2009). The World Nuclear Industry Status Report , German Federal Ministry of Environment, Nature Conservation and Reactor Safety.
- Walker, J. Samuel (1992). Containing the Atom: Nuclear Regulation in a Changing Environment, 1993-1971
- Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island: A Nuclear Crisis in Historical Perspective , Berkeley: University of California Press.
- Weart, Spencer R. The Rise of Nuclear Fear . Cambridge, MA: Harvard University Press, 2012. ISBN 0-674-05233-1
| Ядерные технологии | |
|---|---|
| Инженерия | |
| Материалы | |
| Ядерная энергия | |
| Ядерная медицина | |
| Ядерное оружие | |
Wikimedia Foundation . 2010 .
- Коссман, Бернхард
- Циммерман, Альберт Карл Генрих
Смотреть что такое "Ядерная энергия" в других словарях:
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ - (атомная энергия) внутренняя энергия атомных ядер, выделяющаяся при ядерных превращениях (ядерных реакциях). энергия связи ядра. дефект массыНуклоны (протоны и нейтроны) в ядре прочно удерживаются ядерными силами. Чтобы удалить нуклон из ядра,… … Большой Энциклопедический словарь
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ - (атомная энергия), внутр. энергия ат. ядра, выделяющаяся при ядерных превращениях. Энергия, к рую необходимо затратить для расщепления ядра на составляющие его нуклоны, наз. энергией связи ядра?св. Это макс. энергия, к рая может выделиться.… … Физическая энциклопедия
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ - ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ, ЭНЕРГИЯ, выделяемая в процессе ядерной реакции как результат перехода МАССЫ в энергию так, как описано в уравнении: Е=mс2 (где Е энергия, m масса, с скорость света); оно было выведено А. ЭЙНШТЕЙНОМ в его ТЕОРИИ ОТНОСИТЕЛЬНОСТИ.… … Научно-технический энциклопедический словарь
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ - (атомная энергия) см. () () … Большая политехническая энциклопедия
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ - (атомная энергия), внутренняя энергия атомных ядер, выделяющаяся при некоторых ядерных реакциях. Использование ядерной энергии основано на осуществлении цепных реакций деления тяжелых ядер и реакций термоядерного синтеза легких ядер (смотри… … Современная энциклопедия
Введение
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 1945г. была изготовлена и испытана атомная бомба, а в 1954г. 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.
Ядерная энергия выделяется при распаде или синтезе атомных ядер. Любая энергия - физическая, химическая, или ядерная проявляется своей способностью выполнять работу, излучать высокую температуру или радиацию. Энергия в любой системе всегда сохраняется, но она может быть передана другой системе или изменена по форме.
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.
Атом состоит из маленького, массивного, положительно заряженного ядра, окруженного электронами. Ядро составляет основную часть массы атома. Оно состоит из нейтронов и протонов (общее название нуклоны), связанных между собой очень большими ядерными силами, намного превышающими электрические силы, которые связывают электроны с ядром. Энергия ядра определяется тем, насколько сильно его нейтроны и протоны удерживаются ядерными силами. Энергия нуклона - это энергия, требуемая, чтобы удалить один нейтрон или протон из ядра. Если два легких ядра соединяются, чтобы сформировать более тяжелое ядро или если тяжелое ядро распадается на два более легких, то в обоих случаях выделяется большое количество энергии.
Ядерная энергия, измеренная в миллионах электрон-вольт, образуется в результате синтеза двух легких ядер, когда, два изотопа водорода, (дейтерия) объединяются в результате следующей реакции:
При этом образуется атом гелия с массой 3 а.е.м. , свободный нейтрон, и 3.2 Мэв, или 5.1 * 10 6 Дж (1.2 * 10 3 кал).
Ядерная энергия также образуется, когда происходит расщепление тяжелого ядра (к примеру ядра изотопа урана-235) вследствие поглощения нейтрона:
В итоге распадаясь на цезий-140, рубидий-93, три нейтрона, и 200 Мэв, или 3.2 10 16 Дж (7.7 10 8 кал). Ядерная реакция распада выпускает в 10 миллионов раз больше энергии чем при аналогичной химической реакции.
Ядерный Синтез
Выделение ядерной энергии может происходить в нижнем конце кривой энергии при соединение двух легких ядер в одно более тяжелое. Энергия, излучаемая звездами подобно солнцу, является результатом таких же реакций синтеза в их недрах.
При огромном давлении и температуре 15 миллионов градусов C 0 . Существующие там водородные ядра объединяется согласно уравнению (1) и в результате их синтеза образуется энергия солнца.
Ядерный синтез был впервые достигнут на Земле в начале 30-ых годов. В циклотроне - ускорителе элементарных частиц - производили бомбардировку ядер дейтерия. При этом происходило выделение высокой температуры, однако, эту энергию не удавалось использовать. В 1950-ых годах первый крупномасштабный, но не контролируемый процесс выделения энергии синтеза был продемонстрирован в испытаниях термоядерного оружия Соединенными Штатами, СССР, Великобританией и Францией. Однако это была кратковременная и неуправляемая реакция, которая не могла быть использована для получения электроэнергии.
В реакциях распада нейтрон, который не имеет никакого электрического заряда, может легко приближаться и реагировать с расщепляемым ядром, например урана-235. В типичной реакции синтеза, однако, реагирующие ядра имеют положительный электрический заряд и поэтому по закону Кулона отталкиваются, таким образом силы, возникающие вследствие закона Кулона, должны быть преодолены до того, как ядра смогут соединиться. Это происходит, когда температура реагирующего газа - достаточно высока от 50 до 100 миллионов градусов C 0 . В газе тяжелых водородных изотопов дейтерия и трития при такой температуре происходит реакция синтеза:
выделяя приблизительно 17.6 Мэв. Энергия появляется сначала, как кинетическая энергия гелия-4 и нейтрона, но скоро проявляется в виде высокой температуры в окружающих материалах и газе.
Если при такой высокой температуре, плотность газа составляет 10 -1 атмосфер (т.е. почти вакуум), то активный гелий-4 может передавать свою энергию окружающему водороду. Таким образом, поддерживается высокая температура и создаются условия для протекания самопроизвольной реакции синтеза. При этих условиях происходит «ядерное воспламенение ».
Достижению условий управляемого термоядерного синтеза препятствуют несколько основных проблем. Во-первых, нужно нагреть газ до очень высокой температуры. Во-вторых, необходимо контролировать количество реагирующих ядер в течение достаточно долгого времени. В-третьих, количество выделяемой энергии должно быть больше, чем было затрачено для нагревания и ограничения плотности газа. Следующая проблема - накопление этой энергии и преобразование ее в электричество.
При температурах даже 100000 C 0 все атомы водорода полностью ионизируются. Газ состоит из электрически нейтральной структуры: положительно заряженных ядер и отрицательно заряженных свободных электронов. Это состояние называется плазмой.
Плазма, достаточно горяча для синтеза, но не может находиться в обычных материалах. Плазма охладилась бы очень быстро, и стенки сосуда были бы разрушены при перепаде температур. Однако, так как плазма состоит из заряженных ядер и электронов, которые двигаются по спирали вокруг силовых линий магнитного поля, плазма может содержаться в ограниченной магнитным полем области без того, чтобы реагировать со стенками сосуда.
В любом управляемом устройстве синтеза выделение энергии должно превышать энергию, требуемую, для ограничения и нагрева плазмы. Это условие может быть выполнено, когда время заключения плазмы t и ее плотность n превышает приблизительно 10 14 . Отношения tn > 10 14 называются критерием Лоусона.
Многочисленные схемы магнитного заключения плазмы были испытаны начиная с 1950 в Соединенных Штатах, СССР, Великобритании, Японии и в других местах. Термоядерные реакции наблюдали, но критерий Лоусона редко превышал 10 12 . Однако одно устройство “Токамак” (это название – сокращение русских слов: ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками), первоначально предложенное в СССР Игорем Таммом и Андреем Сахаровым начало давать хорошие результаты в начале 1960-ых.
Токамак - это тороидальная вакуумная камера, на которую надеты катушки, создающие сильное тороидальное магнитное поле. Тороидальное магнитное поле равное приблизительно 50000 Гаусс поддерживается внутри этой камеры мощными электромагнитами. Продольный поток нескольких миллионов ампер создается в плазме катушками трансформатора. Замкнутые магнитные полевые линии устойчиво ограничивают плазму.
Основанные на успешном действии экспериментального маленького "Tокамака" в нескольких лабораториях в начале 1980-ых были построены два больших устройства, один в Принстонском Университете в Соединенных Штатах и один в СССР. В "Tокамаке" высокая плазменная температура возникает в результате выделения тепла при сопротивлении мощного тороидального потока, а также путем дополнительного нагревания при введении нейтрального луча, что в совокупности должно приводить к воспламенению.
Другой возможный путь получить энергию синтеза - также инерционного свойства. В этом случае топливо - тритий или дейтерий содержится в пределах крошечного шарика, бомбардируемого с нескольких сторон импульсным лазерным лучом. Это приводит к взрыву шарика, с образованием термоядерной реакции, которая зажигает топливо. Несколько лабораторий в Соединенных Штатах и в других местах в настоящее время исследуют эту возможность. Прогресс исследования синтеза был многообещающим, но задача создания практических систем для устойчивой реакции синтеза, которая производит большее количество энергии чем потребляет, пока остается не решенной и потребует еще много времени и сил.