Ядерная энергетика

| Категория реферата: Рефераты по физике
| Теги реферата: сочинение 7, дипломная работа образец
| Добавил(а) на сайт: Каверин.

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.