Způsoby získávání jaderné energie. Jaderná energie. Podívejte se, co je „jaderná energie“ v jiných slovnících

1.Úvody

2.Radioaktivita

3.Jaderné reaktory

4.Inženýrské aspekty fúzního reaktoru

5.Jaderná reakce. Nukleární energie.

6.Záření gama

7.Jaderný reaktor

8.Principy budování jaderné energetiky

9. Zítra jaderná fúze

10.Závěr

11. Reference

ÚVOD: Co studuje fyzika?

Fyzika je věda o přírodě, která studuje nejjednodušší a zároveň nejobecnější přírodní zákony, stavbu a zákony pohybu hmoty. Fyzika je klasifikována jako exaktní věda. Jeho pojmy a zákony tvoří základ přírodních věd. Hranice oddělující fyziku a další přírodní vědy jsou historicky libovolné. Obecně se uznává, že fyzika je v podstatě experimentální věda, protože zákony, které objevuje, jsou založeny na experimentálně zjištěných datech. Fyzikální zákony jsou prezentovány ve formě kvantitativních vztahů vyjádřených jazykem matematiky. Obecně se fyzika dělí na experimentální, která se zabývá prováděním experimentů za účelem zjištění nových skutečností a testování hypotéz a známých fyzikálních zákonů, a teoretickou, zaměřenou na formulaci fyzikálních zákonů, vysvětlení přírodních jevů na základě těchto zákonů a tzv. predikce nových jevů.

Struktura fyziky je složitá. Zahrnuje různé disciplíny nebo sekce. Podle studovaných objektů se rozlišuje fyzika elementárních částic, jaderná fyzika, fyzika atomů a molekul, fyzika plynů a kapalin, fyzika plazmatu a fyzika pevných látek. V závislosti na procesech nebo formách pohybu zkoumané hmoty, mechanice hmotných bodů a pevné látky, mechanika kontinua (včetně akustiky), termodynamika a statistická mechanika, elektrodynamika (včetně optiky), gravitační teorie, kvantová mechanika a kvantová teorie pole. V závislosti na spotřebitelské orientaci získaných znalostí se rozlišuje fyzika základní a aplikovaná. Je také zvykem rozlišovat nauku o vibracích a vlnění, která uvažuje mechanické, akustické, elektrické a optické vibrace a vlny z jednoho úhlu pohledu. Fyzika je založena na základních fyzikálních principech a teoriích, které pokrývají všechna odvětví fyziky a nejúplněji odrážejí podstatu fyzikálních jevů a procesů reality.

Z raných civilizací, které vznikly na březích Tigridu, Eufratu a Nilu (Babylon, Asýrie, Egypt), neexistují žádné důkazy o úspěších v oblasti fyzikálních znalostí, s výjimkou těch, které jsou ztělesněny v architektonických strukturách, domácích potřebách, atd. produkty znalostí. Při stavbě různých druhů staveb a výrobě domácích potřeb, zbraní atd. lidé využívali určitých výsledků četných fyzikálních pozorování, technických experimentů a jejich zobecnění. Můžeme říci, že existovaly určité empirické fyzikální znalosti, ale neexistoval žádný systém fyzikálních znalostí.

Fyzikální pojmy se ve starověké Číně objevily také na základě různých druhů technické činnosti, během níž byly vyvinuty různé technologické receptury. Přirozeně byly nejprve vyvinuty mechanické koncepty. Číňané tak měli představy o síle (co tě přiměje k pohybu), reakci (co zastaví pohyb), páce, bloku, srovnání vah (srovnání se standardem). V oblasti optiky měli Číňané myšlenku vytvořit reverzní obraz v „camera obscura“. Již v šestém století př. Kr. znali jevy magnetismu - přitahování železa magnetem, na jehož základě vznikl kompas. V oblasti akustiky znali zákony harmonie a jevy rezonance. Ale stále to byly empirické myšlenky, které neměly žádné teoretické vysvětlení.

V Starověká Indie Základem přírodních filozofických myšlenek je nauka o pěti živlech – zemi, vodě, ohni, vzduchu a éteru. Došlo také k dohadům o atomová struktura látek. Původní myšlenky byly vyvinuty o takových vlastnostech hmoty, jako je tíže, tekutost, viskozita, pružnost atd., o pohybu a příčinách, které jej způsobují. Do 6. stol PŘED NAŠÍM LETOPOČTEM. Empirické fyzikální pojmy v některých oblastech vykazují tendenci transformovat se do unikátních teoretických konstrukcí (v optice, akustice).

Fenomén radioaktivity neboli samovolného rozpadu jader objevil francouzský fyzik A. Becquerel v roce 1896. Zjistil, že uran a jeho sloučeniny vyzařují paprsky nebo částice, které pronikají neprůhlednými tělesy a mohou osvětlovat fotografickou desku; Becquerel zjistil, že intenzita záření je úměrná pouze koncentraci uranu a nezávisí na vnější podmínky(teplota, tlak) a zda je uran v nějakých chemických sloučeninách.

Angličtí fyzici E. Rutherford a F. Soddy dokázali, že ve všech radioaktivních procesech dochází k vzájemným přeměnám atomových jader chemické prvky. Studium vlastností záření doprovázejících tyto procesy v magnetických a elektrických polích ukázalo, že se dělí na a-částice (jádra helia), b-částice (elektrony) a g-paprsky (elektromagnetické záření s velmi krátkou vlnovou délkou).

Nazývá se atomové jádro emitující g-kvanta, a-, b- nebo jiné částice radioaktivní jádro. V přírodě existuje 272 stabilních atomových jader. Všechna ostatní jádra jsou radioaktivní a jsou tzv radioizotopy.

Vazebná energie jádra charakterizuje jeho odolnost vůči rozpadu na jeho součásti. Pokud je vazebná energie jádra menší než vazebná energie jeho produktů rozpadu, znamená to, že se jádro může samovolně rozpadnout. Při rozpadu alfa odnesou částice alfa téměř veškerou energii a pouze 2 % z ní jde do sekundárního jádra. Při rozpadu alfa se hmotnostní číslo změní o 4 jednotky a atomové číslo o dvě jednotky.

Počáteční energie částice alfa je 4-10 MeV. Protože částice alfa mají velkou hmotnost a náboj, jejich střední volná dráha ve vzduchu je krátká. Například střední volná dráha ve vzduchu pro částice alfa emitované jádrem uranu je 2,7 cm a pro částice emitované radiem 3,3 cm.

Jedná se o proces přeměny atomového jádra na jiné jádro se změnou atomového čísla beze změny hmotnostního čísla. Existují tři typy rozpadu b: elektron, pozitron a zachycení orbitálního elektronu atomovým jádrem. Poslední typ rozpadu se také nazývá NA-zachycení, protože v tomto případě je s největší pravděpodobností absorbován elektron nejblíže k jádru NA skořápky. Absorpce elektronů z L A M shelly jsou také možné, ale méně pravděpodobné. Poločas rozpadu b-aktivních jader se pohybuje ve velmi širokém rozmezí.

Počet v současnosti známých beta-aktivních jader je asi jeden a půl tisíce, ale pouze 20 z nich jsou přirozeně se vyskytující beta-radioaktivní izotopy. Všechny ostatní jsou získávány uměle.

Plynulé rozložení kinetické energie elektronů emitovaných při rozpadu se vysvětluje tím, že spolu s elektronem je emitováno i antineutrino. Pokud by neexistovala žádná antineutrina, pak by elektrony měly přesně definovanou hybnost, rovnou hybnosti zbytkového jádra. Ostrý zlom ve spektru je pozorován při hodnotě kinetické energie rovnající se energii rozpadu beta. V tomto případě jsou kinetické energie jádra a antineutrina rovny nule a elektron odnáší veškerou energii uvolněnou během reakce.

Při elektronickém rozpadu má zbytkové jádro při zachování hmotnostního čísla řádové číslo o jednu větší než původní. To znamená, že ve zbytkovém jádře se počet protonů zvýšil o jeden a počet neutronů se naopak zmenšil: N=A-(Z+l).

Při rozpadu pozitronu je zachován plný počet nukleonů, ale konečné jádro má o jeden neutron více než to počáteční. Rozpad pozitronu lze tedy interpretovat jako reakci přeměny jednoho protonu uvnitř jádra na neutron s emisí pozitronu a neutrina.

NA elektronické zachycení se týká procesu, kdy atom absorbuje jeden z orbitálních elektronů svého atomu. Vzhledem k tomu, že je nejpravděpodobnější záchyt elektronu z oběžné dráhy nejblíže k jádru, jsou elektrony s největší pravděpodobností absorbovány NA-mušle. Proto se tento proces také nazývá NA- zachytit.

Je mnohem méně pravděpodobné, že budou elektrony zachyceny L-,M-mušle. Po zachycení elektronu z NA-shell, dojde k sérii přechodů elektronů z oběžné dráhy na oběžnou dráhu, vytvoří se nový atomový stav a vyzáří se rentgenové kvantum.

Stabilní jádra jsou ve stavu odpovídajícím nejnižší energii. Tento stav se nazývá základní. Ozářením atomových jader různými částicemi nebo vysokoenergetickými protony jim však může být určitá energie přenesena, a tedy převedena do stavů odpovídajících vyšší energii. Při přechodu po nějaké době z excitovaného stavu do základního stavu může atomové jádro emitovat buď částici, pokud je excitační energie dostatečně vysoká, nebo vysokoenergetické elektromagnetické záření - gama kvantum.

Protože excitované jádro je v diskrétních energetických stavech, je gama záření charakterizováno čárovým spektrem.

Při štěpení těžkých jader vzniká několik volných neutronů. To umožňuje organizovat tzv. štěpnou řetězovou reakci, kdy neutrony, šířící se v prostředí obsahujícím těžké prvky, mohou způsobit své štěpení s emisí nových volných neutronů. Pokud je prostředí takové, že se zvyšuje počet nově vytvořených neutronů, pak se proces štěpení zvyšuje jako lavina. V případě, že se počet neutronů během následujících štěpení sníží, jaderná řetězová reakce odezní.

Pro dosažení stacionární jaderné řetězové reakce je samozřejmě nutné vytvořit takové podmínky, aby každé jádro, které pohltí neutron, při štěpení uvolnilo v průměru jeden neutron, který směřuje ke štěpení druhého těžkého jádra.

Jaderný reaktor je zařízení, ve kterém se provádí a udržuje řízená řetězová reakce štěpení určitých těžkých jader.

Jaderná řetězová reakce v reaktoru může nastat pouze tehdy určité množstvíštěpná jádra, která se mohou štěpit při jakékoli energii neutronu. Ze štěpných materiálů je nejvýznamnější izotop 235 U, jehož podíl v přírodním uranu je pouze 0,714 %.

Přestože je 238 U štěpitelné neutrony, jejichž energie přesahuje 1,2 MeV, samoudržující řetězová reakce na rychlých neutronech v přírodním uranu není možná kvůli vysoké pravděpodobnosti nepružné interakce jader 238 U s rychlými neutrony. V tomto případě se energie neutronů dostane pod prahovou štěpnou energii jader 238 U.

Použití moderátoru vede ke snížení rezonanční absorpce v 238 U, protože neutron může v důsledku srážek s jádry moderátoru procházet oblastí rezonančních energií a být absorbován jádry 235 U, 239 Pu, 233 U, tzv. jehož štěpný průřez se výrazně zvětšuje s klesající energií neutronů. Jako moderátory se používají materiály s nízkým hmotnostním číslem a malým absorpčním průřezem (voda, grafit, berylium atd.).

Pro charakterizaci štěpné řetězové reakce se používá veličina zvaná multiplikační faktor K. Jedná se o poměr počtu neutronů určité generace k počtu neutronů generace předchozí. Pro stacionární štěpnou řetězovou reakci K=1. Systém chovu (reaktor), ve kterém K = 1, se nazývá kritický. Je-li K >1, počet neutronů v systému se zvyšuje a v tomto případě se nazývá nadkritický. U K< 1 происходит уменьшение числа нейтронов, и система называется под критической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если většina z Protože ke štěpení dochází při pohlcování tepelných neutronů, nazývá se takový reaktor reaktor tepelných neutronů. Energie neutronů v takovém systému nepřesahuje 0,2 eV. Pokud k většině štěpení v reaktoru dochází absorpcí rychlých neutronů, nazývá se reaktor rychlý neutronový reaktor.

V jádro V reaktoru s tepelnými neutrony se spolu s jaderným palivem nachází značné množství moderátorové látky, charakterizované velkým rozptylovým průřezem a malým absorpčním průřezem.

Aktivní zóna reaktoru je téměř vždy, s výjimkou speciálních reaktorů, obklopena reflektorem, který v důsledku mnohonásobného rozptylu vrací část neuronů zpět do aktivní zóny.

V rychlých neuronových reaktorech je aktivní zóna obklopena reprodukčními zónami. Akumulují štěpné izotopy. Reprodukční zóny navíc slouží i jako reflektor.

V jaderném reaktoru se hromadí štěpné produkty, které se nazývají struska. Přítomnost strusek vede k dalším ztrátám volných neutronů.

Jaderné reaktory se v závislosti na relativním umístění paliva a moderátoru dělí na homogenní a heterogenní. V homogenním reaktoru je aktivní zóna homogenní hmota paliva, moderátoru a chladiva ve formě roztoku, směsi nebo taveniny. Reaktor, ve kterém je palivo ve formě bloků nebo palivových souborů umístěno v moderátoru, tvořícím v něm pravidelnou geometrickou mřížku, se nazývá heterogenní.

Během provozu reaktoru se teplo uvolňuje v různém množství v teploodběrných prvcích (palivových tyčích), jakož i ve všech jeho konstrukčních prvcích. To je způsobeno především inhibicí štěpných fragmentů, jejich beta a gama záření, stejně jako interakcí jader s neurony, a konečně zpomalením rychlých neuronů. Fragmenty ze štěpení palivového jádra jsou klasifikovány podle rychlostí odpovídajících teplotám stovek miliard stupňů.

E = mu2 = 3RT, kde E je kinetická energie fragmentů, MeV; R = 1,38·10 -23 J/K - Boltzmannova konstanta. Uvážíme-li, že 1 MeV = 1,6 10 -13 J, získáme 1,6 10 -6 E = 2,07 10 -16 T, T = 7,7 10 9 E. Nejpravděpodobnější energetické hodnoty pro štěpení fragmentů jsou 97 MeV pro lehký fragment a 65 MeV pro těžký fragment. Pak je odpovídající teplota pro lehký úlomek 7,5 10 11 K, pro těžký úlomek 5 10 11 K. Přestože teplota dosažitelná v jaderném reaktoru je teoreticky téměř neomezená, v praxi jsou omezení určena maximální přípustnou teplotou konstrukčních materiálů. a palivové prvky.

Zvláštností jaderného reaktoru je, že 94 % štěpné energie se okamžitě přemění na teplo, tzn. po dobu, po kterou se výkon reaktoru nebo hustota materiálů v něm nestihne znatelně změnit. Proto, když se výkon reaktoru změní, uvolňování tepla následuje proces štěpení paliva bez zpoždění. Po vypnutí reaktoru, kdy se rychlost štěpení více než desetinásobně sníží, v něm však zůstávají zdroje opožděného uvolňování tepla (záření gama a beta ze štěpných produktů), které se stávají převládajícími.

Výkon jaderného reaktoru je úměrný hustotě toku neuronů v něm, takže teoreticky je dosažitelný jakýkoli výkon. V praxi je maximální výkon určen rychlostí odvodu tepla uvolněného v reaktoru. Měrný odvod tepla v moderních energetických reaktorech je 10 2 - 10 3 MW/m 3, ve vírových reaktorech - 10 4 - 10 5 MW/m 3.

Teplo je z reaktoru odváděno chladivem, které v něm cirkuluje. Charakteristický rys reaktor je rozpadové teplo po zastavení štěpné reakce, které vyžaduje odvod tepla po dlouhou dobu po odstavení reaktoru. Přestože je výkon rozpadového tepla výrazně menší než jmenovitý výkon, musí být cirkulace chladiva reaktorem zajištěna velmi spolehlivě, protože rozpadové teplo nelze řídit. Odstraňování chladicí kapaliny z reaktoru, který byl nějakou dobu v provozu, je přísně zakázáno, aby se zabránilo přehřátí a poškození palivových článků.

Jaderný reaktor je zařízení, ve kterém probíhá řízená řetězová reakce jaderného štěpení těžké prvky a tepelná energie uvolněná v tomto případě je odstraněna chladicí kapalinou. Hlavním prvkem jaderného reaktoru je jádro. Uchovává jaderné palivo a provádí řetězovou štěpnou reakci. Jádro je soubor palivových článků obsahujících jaderné palivo umístěné určitým způsobem. Tepelné neutronové reaktory používají moderátor. Chladicí kapalina je čerpána přes aktivní zóny pro chlazení palivových článků. V některých typech reaktorů plní roli moderátora a chladiva stejná látka, například obyčejná nebo těžká voda. Pro

Pro řízení provozu reaktoru jsou do aktivní zóny zavedeny regulační tyče z materiálů s velkým průřezem absorpce neutronů. Aktivní zóna energetických reaktorů je obklopena neutronovým reflektorem – vrstvou moderátorového materiálu pro snížení úniku neutronů z aktivní zóny. Navíc se díky reflektoru vyrovnává hustota neutronů a uvolňování energie v celém objemu aktivní zóny, což umožňuje získat větší výkon pro danou velikost zóny, dosáhnout rovnoměrnějšího vyhoření paliva, prodloužit provozní dobu reaktoru bez přetěžování paliva a zjednodušuje systém odvodu tepla. Reflektor je zahříván energií zpomalujících a absorbovaných neutronů a gama kvant, takže je zajištěno jeho chlazení. Jádro, reflektor a další prvky jsou umístěny v utěsněném krytu nebo plášti, obvykle obklopeném biologickým stíněním.

Aktivní zóna reaktoru musí být navržena tak, aby byla vyloučena možnost nezamýšleného pohybu jejích součástí vedoucí ke zvýšení reaktivity. Hlavní konstrukční částí heterogenního jádra je palivový článek, který do značné míry určuje jeho spolehlivost, velikost a cenu. Energetické reaktory obvykle používají palivové tyče s palivem ve formě stlačených pelet oxidu uraničitého uzavřených v plášti z oceli nebo slitiny zirkonia. Pro usnadnění jsou palivové články sestaveny do palivových souborů (FA), které jsou instalovány v aktivní zóně jaderného reaktoru.

Hlavní podíl tepelné energie vzniká v palivových tyčích a přenáší se do chladiva. Více než 90 % veškeré energie uvolněné při štěpení těžkých jader se uvolňuje do palivových článků a je odstraněno chladivem obtékajícím palivové články. Palivové tyče pracují ve velmi náročných tepelných podmínkách: maximální hustota tepelného toku z palivové tyče do chladicí kapaliny dosahuje (1 - 2) 10 6 W/m 2, zatímco u moderních parních kotlů je rovna (2 - 3) 10 5 W/m2. Navíc v relativně malém objemu jaderného paliva velký počet teplo, tzn. Energetická hustota jaderného paliva je také velmi vysoká. Měrné uvolňování tepla v aktivní zóně dosahuje 10 8 -10 9 W/m 3, zatímco u moderních parních kotlů nepřesahuje 10 7 W/m 3.

Velké tepelné toky procházející povrchem palivových proutků a značná energetická náročnost paliva vyžadují mimořádně vysokou životnost a spolehlivost palivových proutků. Provozní podmínky palivových tyčí jsou navíc komplikovány vysokou provozní teplotou dosahující 300 - 600 C o na povrchu pláště, možností tepelných šoků, vibrací a přítomností neutronového toku (fluidita dosahuje 10 27 neutron/m2).

Na palivové články jsou kladeny vysoké technické požadavky: jednoduchost konstrukce; mechanická stabilita a pevnost v proudu chladicí kapaliny zajišťující zachování rozměrů a těsnosti; nízká absorpce neutronů konstrukčním materiálem palivového článku a minimum konstrukčního materiálu v aktivní zóně; absence interakce jaderného paliva a štěpných produktů s pláštěm paliva, chladivem a moderátorem při provozních teplotách. Geometrický tvar palivového článku musí zajistit požadovaný poměr plochy povrchu k objemu a maximální intenzitu odvodu tepla chladivem z celého povrchu palivového článku a také zaručit velké vyhoření jaderného paliva a vysoký stupeň zadržování štěpných produktů. Palivové články musí být odolné vůči záření, musí mít požadované rozměry a provedení, zajišťující schopnost rychlého provádění překládacích operací; mají jednoduchou a ekonomickou regeneraci jaderného paliva a nízkou cenu.

Z bezpečnostních důvodů musí být zachována spolehlivá těsnost opláštění palivových tyčí po celou dobu provozu AZ (3-5 let) a následného skladování vyhořelých palivových tyčí až do odeslání k přepracování (1-3 roky). Při návrhu aktivní zóny je nutné předem stanovit a zdůvodnit přípustné limity poškození palivových článků (množství a stupeň poškození). Aktivní zóna je navržena tak, aby při provozu po celou dobu její projektované životnosti nebyly překročeny stanovené limity pro poškození palivových článků. Splnění těchto požadavků je zajištěno konstrukcí aktivní zóny, kvalitou chladiva, charakteristikou a spolehlivostí systému odvodu tepla. Během provozu může být narušena těsnost opláštění jednotlivých palivových článků. Existují dva typy takového porušení: tvorba mikrotrhlin, kterými plynné štěpné produkty unikají z palivového článku do chladicí kapaliny (závada typu hustoty plynu); výskyt závad, při kterých je možný přímý kontakt paliva s chladicí kapalinou.

Provozní podmínky palivových proutků jsou do značné míry dány konstrukcí AZ, která musí zajistit konstrukční geometrii uložení palivových proutků a distribuci chladiva požadovanou z hlediska teplotních poměrů. Když je reaktor provozován z elektrické energie, musí být udržován stabilní průtok chladiva aktivní zónou, což zaručuje spolehlivý odvod tepla. Aktivní zóna musí být vybavena senzory uvnitř řízení reaktoru, které poskytují informace o distribuci výkonu, toku neutronů, teplotních podmínkách palivové tyče a průtoku chladiva.

Aktivní zóna energetického reaktoru musí být navržena tak, aby vnitřní mechanismus interakce mezi neutronovými a tepelnými fyzikálními procesy vytvořil novou bezpečnou úroveň výkonu pro jakékoli poruchy multiplikačního faktoru. Bezpečnost jaderné elektrárny je v praxi zajištěna jednak stabilitou reaktoru (snížení multiplikačního faktoru s rostoucí teplotou a výkonem aktivní zóny), jednak spolehlivost automatického řídicího a ochranného systému.

Aby byla zajištěna bezpečnost do hloubky, musí konstrukce aktivní zóny a charakteristiky jaderného paliva vyloučit možnost tvorby kritických mas štěpných materiálů během ničení aktivní zóny a tavení jaderného paliva. Při návrhu aktivní zóny musí být možné zavést absorbér neutronů pro zastavení řetězové reakce v případech spojených s narušením chlazení aktivní zóny.

Jádro, obsahující velké objemy jaderného paliva pro kompenzaci vyhoření, otravy a teplotních účinků, má několik kritických hmotností. Proto musí být každý kritický objem paliva opatřen prostředky pro kompenzaci reaktivity. Musí být umístěny v aktivní zóně tak, aby byla vyloučena možnost vzniku místních kritických hmot.

Reaktory jsou klasifikovány podle energetické úrovně neutronů účastnících se štěpné reakce, podle principu umístění paliva a moderátoru, účelu, typu moderátoru a chladiva a jejich fyzikálního stavu.

Podle úrovně energetických neutronů: reaktory mohou pracovat na rychlých neutronech, na tepelných a na neutronech středních (rezonančních) energií a podle toho se dělí na reaktory na tepelné, rychlé a střední neutrony (někdy se pro stručnost nazývají tzv. termické, rychlé a střední).

V tepelný neutronový reaktor Většina jaderného štěpení nastává, když jádra štěpných izotopů absorbují tepelné neutrony. Reaktory, ve kterých je jaderné štěpení prováděno převážně neutrony s energiemi většími než 0,5 MeV, se nazývají rychlé neutronové reaktory. Reaktory, ve kterých dochází k většině štěpení v důsledku absorpce mezilehlých neutronů jádry štěpných izotopů, se nazývají mezilehlé (rezonanční) neutronové reaktory.

V současnosti jsou nejrozšířenější tepelné neutronové reaktory. Tepelné reaktory se vyznačují koncentracemi jaderného paliva 235 U v aktivní zóně od 1 do 100 kg/m 3 a přítomností velkých hmot moderátoru. Rychlý neutronový reaktor je charakterizován koncentracemi jaderného paliva 235 U nebo 239 U řádově 1000 kg/m 3 a absencí moderátoru v aktivní zóně.

V mezilehlých neutronových reaktorech je v aktivní zóně velmi málo moderátoru a koncentrace jaderného paliva 235 U v ní je od 100 do 1000 kg/m 3 .

V tepelných neutronových reaktorech dochází také ke štěpení jader paliva při zachycení rychlých neutronů jádrem, ale pravděpodobnost tohoto procesu je nevýznamná (1 - 3 %). Potřeba neutronového moderátoru je způsobena skutečností, že efektivní štěpné průřezy jader paliva jsou mnohem větší při nízkých energiích neutronů než při velkých.

Jádro tepelného reaktoru musí obsahovat moderátor – látku, jejíž jádra mají nízké hmotnostní číslo. Grafitové, těžké popř lehká voda, berylium, organické kapaliny. Termální reaktor může dokonce pracovat s přírodním uranem, pokud je moderátorem těžká voda nebo grafit. Jiné moderátory vyžadují použití obohaceného uranu. Potřebné kritické rozměry reaktoru závisí na stupni obohacení paliva, s rostoucím stupněm obohacení se zmenšují. Významnou nevýhodou tepelných neutronových reaktorů je ztráta pomalých neutronů v důsledku jejich zachycení moderátorem, chladivem, konstrukčními materiály a štěpnými produkty. Proto je v takových reaktorech nutné používat látky s malými průřezy pro pomalý záchyt neutronů jako moderátor, chladivo a konstrukční materiály.

V střední neutronové reaktory, ve kterém je většina štěpných dějů způsobena neutrony s energií nad tepelnou (od 1 eV do 100 keV), hmotnost moderátoru je menší než v tepelných reaktorech. Zvláštností provozu takového reaktoru je, že průřez štěpení paliva s rostoucím štěpením neutronů v mezilehlá oblast klesá méně než absorpční průřez konstrukčních materiálů a štěpných produktů. Pravděpodobnost štěpných jevů se tedy ve srovnání s absorpčními jevy zvyšuje. Požadavky na neutronové charakteristiky konstrukčních materiálů jsou méně přísné a jejich rozsah je širší. V důsledku toho může být jádro mezilehlého neutronového reaktoru vyrobeno z odolnějších materiálů, což umožňuje zvýšit měrný odvod tepla z topné plochy reaktoru. Obohacení paliva o štěpný izotop v mezireaktorech v důsledku zmenšování průřezu by mělo být vyšší než v tepelných. Reprodukce jaderného paliva v mezilehlých neutronových reaktorech je větší než v tepelných neutronových reaktorech.

Látky, které slabě moderují neutrony, se používají jako chladiva v mezireaktorech. Například tekuté kovy. Moderátor je grafit, berylium atd.

V aktivní zóně reaktoru s rychlými neutrony jsou umístěny palivové tyče s vysoce obohaceným palivem. Jádro je obklopeno chovnou zónou, tvořenou palivovými články obsahujícími palivové suroviny (ochuzený uran, thorium). Neutrony unikající z aktivní zóny jsou v chovné zóně zachycovány jádry palivových surovin, čímž dochází ke vzniku nového jaderného paliva. Zvláštní výhodou rychlých reaktorů je možnost organizovat v nich rozšířenou reprodukci jaderného paliva, tzn. současně s výrobou energie vyrábět nové jaderné palivo místo vyhořelého jaderného paliva. Rychlé reaktory nevyžadují moderátor a chladicí kapalina nemusí zpomalovat neutrony.

Podle způsobu uložení paliva do aktivní zóny se reaktory dělí na homogenní a heterogenní.

V homogenní reaktor jaderné palivo, chladivo a moderátor (pokud existuje) jsou důkladně promíchány a jsou ve stejném fyzikálním stavu, tzn. Jádrem zcela homogenního reaktoru je kapalná, pevná nebo plynná homogenní směs jaderného paliva, chladiva nebo moderátoru. Homogenní reaktory mohou být buď tepelné nebo rychlé neutrony. V takovém reaktoru je celá aktivní zóna umístěna uvnitř ocelového kulového tělesa a představuje kapalnou homogenní směs paliva a moderátoru ve formě roztoku nebo kapalné slitiny (například roztok síranu uranu ve vodě, roztok uran v kapalném bismutu), který zároveň slouží jako chladivo.

K jaderné štěpné reakci dochází v palivovém roztoku uvnitř kulové nádoby reaktoru, což má za následek zvýšení teploty roztoku. Hořlavý roztok z reaktoru vstupuje do výměníku tepla, kde předává teplo vodě sekundárního okruhu, je ochlazen a oběhovým čerpadlem je posílán zpět do reaktoru. Aby nedocházelo k jaderné reakci mimo reaktor, jsou objemy potrubí okruhu, tepelného výměníku a čerpadla voleny tak, aby objem paliva nacházejícího se v každé sekci okruhu byl mnohem nižší než kritický. Homogenní reaktory mají oproti heterogenním řadu výhod. Jedná se o jednoduchou konstrukci aktivní zóny a její minimální rozměry, schopnost průběžně odstraňovat štěpné produkty a přidávat čerstvé jaderné palivo za provozu bez zastavení reaktoru, jednoduchost přípravy paliva a také skutečnost, že reaktor lze ovládat změnou koncentrace jaderného paliva.

Homogenní reaktory však mají také vážné nevýhody. Homogenní směs cirkulující okruhem vyzařuje silné radioaktivní záření, které vyžaduje další ochranu a komplikuje řízení reaktoru. Pouze část paliva je v reaktoru a používá se k výrobě energie, zatímco druhá část je v externích potrubích, výměnících tepla a čerpadlech. Cirkulující směs způsobuje silnou korozi a erozi reaktorových a okruhových systémů a zařízení. Vznik výbušné výbušné směsi v homogenním reaktoru v důsledku radiolýzy vody vyžaduje zařízení pro její spalování. To vše vedlo k tomu, že se homogenní reaktory příliš nepoužívají.

V heterogenní reaktor palivo ve formě bloků je umístěno v moderátoru, tzn. palivo a moderátor jsou prostorově odděleny.

V současnosti jsou pro energetické účely projektovány pouze heterogenní reaktory. Jaderné palivo v takovém reaktoru lze použít v plynném, kapalném i pevném skupenství. Nyní však heterogenní reaktory pracují pouze na pevném palivu.

V závislosti na moderační látce se heterogenní reaktory dělí na grafitové, lehkovodní, těžkovodní a organické. Podle typu chladiva jsou heterogenními reaktory lehká voda, těžká voda, plyn a tekutý kov. Kapalná chladiva uvnitř reaktoru mohou být v jednofázovém a dvoufázovém stavu. V prvním případě se chladicí kapalina uvnitř reaktoru nevře, ale ve druhém ano.

Reaktory, v jejichž aktivní zóně je teplota kapalného chladiva pod bodem varu, se nazývají tlakovodní reaktory a reaktory, ve kterých chladivo uvnitř vře, se nazývají varné reaktory.

V závislosti na použitém moderátoru a chladivu jsou heterogenní reaktory navrženy podle různých konstrukcí. V Rusku jsou hlavními typy jaderných reaktorů voda-voda a voda-grafit.

Podle konstrukce se reaktory dělí na reaktory nádobové a kanálové. V nádobové reaktory tlak chladicí kapaliny je přenášen skříní. Uvnitř nádoby reaktoru proudí společný proud chladiva. V kanálové reaktory Chladicí kapalina je přiváděna do každého kanálu s palivovým článkem samostatně. Nádoba reaktoru není zatížena tlakem chladiva, tento tlak nese každý jednotlivý kanál.

V závislosti na účelu mohou být jaderné reaktory reaktory energetické, konvertory a multiplikátory, výzkumné a víceúčelové, dopravní a průmyslové.

Jaderné reaktory se používají k výrobě elektřiny v jaderných elektrárnách, v lodních elektrárnách, v jaderných elektrárnách na kombinovanou výrobu tepla a elektřiny (NCHPP) a také v jaderných teplárnách (HPP).

Reaktory určené k výrobě sekundárního jaderného paliva z přírodního uranu a thoria se nazývají převodníky nebo multiplikátory. V konvertorovém reaktoru sekundární jaderné palivo produkuje méně, než bylo původně spotřebováno.

V multiplikačním reaktoru se provádí rozšířená reprodukce jaderného paliva, tzn. ukazuje se více, než bylo vynaloženo.

Výzkumné reaktory slouží ke studiu procesů interakce neutronů s hmotou, ke studiu chování materiálů reaktorů v intenzivních polích neutronového a gama záření, radiochemické a biologický výzkum, výroba izotopů, experimentální výzkum fyziky jaderných reaktorů.

Reaktory mají různé výkony, stacionární nebo pulzní provozní režimy. Nejrozšířenější jsou tlakovodní výzkumné reaktory využívající obohacený uran. Tepelný výkon výzkumných reaktorů se pohybuje v širokém rozmezí a dosahuje několika tisíc kilowattů.

Víceúčelové reaktory jsou ty, které slouží několika účelům, jako je výroba energie a výroba jaderného paliva.

Pokud keff >< 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

kam<1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N 0 . Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ (10 9 эВ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

tak jako

Technické aspekty fúzního reaktoru:

Reaktor termonukleárního tokamaku se skládá z těchto hlavních částí: magnetické, kryogenní a vakuové systémy, napájecí systém, pokrývka, tritiový okruh a ochrana, systém přídavného ohřevu plazmatu a jeho zásobování palivem, dále dálkové ovládání a údržba Systém.

Magnetický systém obsahuje cívky toroidního magnetického pole, induktor pro udržování proudu a indukčního ohřevu plazmatu a vinutí tvořící poloidální magnetické pole, které je nezbytné pro činnost divertoru a udržování rovnováhy plazmové šňůry.

Aby se eliminovaly ztráty Joule, bude magnetický systém, jak bylo uvedeno dříve, zcela supravodivý. Pro vinutí magnetického systému se navrhuje použít slitiny niob - titan a niob - cín.

Vytvoření magnetického systému supravodivého reaktoru s V 12 Tesla a proudová hustota asi 2 kA je jedním z hlavních inženýrských problémů při vývoji termonukleárního reaktoru, který bude nutné v blízké budoucnosti vyřešit.

Kryogenní systém zahrnuje kryostat s magnetickým systémem a kryopanely v přídavných plazmových ohřívacích vstřikovačích. Kryostat vypadá jako vakuová komora, ve které jsou uzavřeny všechny chlazené struktury. Každá cívka magnetického systému je umístěna v kapalném heliu. Jeho páry ochlazují speciální síta umístěná uvnitř kryostatu, aby se snížily tepelné toky z povrchů o teplotě kapalného hélia. Kryogenní systém má dva chladicí okruhy, v jednom z nich cirkuluje kapalné helium, zajišťující teplotu potřebnou pro normální provoz supravodivých cívek cca 4 K, a ve druhém - kapalný dusík, jehož teplota je 80 - 95 K. To okruh slouží k chlazení přepážek, oddělování dílů heliem a pokojové teploty.

Kryopanely vstřikovačů jsou chlazeny kapalným heliem a jsou určeny k pohlcování plynů, což umožňuje udržení dostatečné rychlosti čerpání při relativně vysokém vakuu.

Vakuový systém zajišťuje čerpání helia, vodíku a nečistot z dutiny divertoru nebo z prostoru obklopujícího plazma při provozu reaktoru a také z pracovní komory v pauzách mezi pulzy. Aby se zabránilo uvolňování čerpaného tritia do životního prostředí, je nutné zajistit v systému uzavřený okruh s minimálním množstvím cirkulujícího tritia. Plyn lze odčerpávat pomocí turbomolekulárních čerpadel, jejichž produktivita by měla mírně převyšovat dnes dosahovanou. Doba pauzy pro přípravu pracovní komory na další impuls nepřesáhne 30 s.

Systém napájení výrazně závisí na provozním režimu reaktoru. U tokamaku pracujícího v nepřetržitém režimu je to znatelně jednodušší. Při provozu v pulzním režimu je vhodné použít kombinovaný systém napájení - síť a motorgenerátor. Výkon generátoru je určen pulzním zatížením a dosahuje 10 6 kW.

Plocha reaktoru je umístěna za první stěnou pracovní komory a je navržena tak, aby zachycovala neutrony vzniklé při DT reakci, reprodukovala „spálené“ tritium a přeměňovala energii neutronů na tepelnou energii. V hybridním termonukleárním reaktoru slouží pokrývka také k výrobě štěpných látek. Přikrývka je v podstatě něco nového, co odlišuje termonukleární reaktor od konvenčního termonukleárního zařízení. Zatím nejsou žádné zkušenosti s navrhováním a provozováním přikrývek, takže bude zapotřebí inženýrský a konstrukční vývoj lithiových a uranových přikrývek.

Tritiový okruh se skládá z několika nezávislých jednotek, které zajišťují regeneraci plynu odčerpaného z pracovní komory, jeho skladování a dodávku pro doplňování plazmatu, extrakci tritia z plození a jeho návrat do energetického systému a také čištění. výfukových plynů a vzduchu z něj.

Reaktorová ochrana se dělí na radiační a biologickou. Radiační stínění oslabuje tok neutronů a snižuje uvolňování energie v supravodivých cívkách. Pro normální provoz magnetického systému s minimální spotřebou energie je nutné 6krát zeslabit neutronový tok o 10 s -10. Radiační ochrana je umístěna mezi povlakem a toroidními cívkami pole a pokrývá celý povrch pracovní komory, s výjimkou kanálů rozdělovačů a vstupů vstřikovačů. V závislosti na složení je tloušťka ochrany 80-130 cm.

Biologický štít splývá se stěnami reaktorového sálu a je vyroben z betonu tloušťky 200 - 250 cm a chrání okolní prostor před radiací.

Systémy pro přídavný ohřev plazmy a její zásobování palivem zabírají značný prostor kolem reaktoru. Pokud je plazmový ohřev prováděn paprsky rychlých atomů, musí radiační ochrana obklopit celý vstřikovač, což je nepohodlné pro umístění zařízení v reaktorovém sále a pro obsluhu reaktoru. Topné systémy s vysokofrekvenčními proudy jsou v tomto smyslu atraktivnější, protože jejich vstupní zařízení (antény) jsou kompaktnější a generátory mohou být instalovány mimo reaktorový sál. Výzkum tokamaků a vývoj návrhů antén nám umožní konečnou volbu plazmového topného systému.

Řídicí systém je nedílnou součástí termonukleárního reaktoru. Jako u každého reaktoru se vzhledem k poměrně vysoké úrovni radioaktivity v prostoru obklopujícím reaktor provádějí řízení a údržba v něm na dálku - jak během provozu, tak během období odstávek.

Zdrojem radioaktivity v termonukleárním reaktoru je za prvé tritium, které se rozkládá emisí elektronů a nízkoenergetických 7-kvant (jeho poločas rozpadu je cca 13 let), za druhé radioaktivní nuklidy vzniklé při interakci neutronů. s konstrukčními materiály přikrývky a pracovními kamerami. U nejběžnějších z nich (ocel, slitiny molybdenu a niobu) je aktivita poměrně vysoká, ale stále přibližně 10-100krát menší než v jaderných reaktorech podobného výkonu. V budoucnu se plánuje použití materiálů s nízkou indukovanou aktivitou, jako je hliník a vanad, v termonukleárním reaktoru. Mezitím je termojaderný reaktor tokamaku konstruován s ohledem na vzdálenou údržbu, což klade další nároky na jeho konstrukci. Zejména se bude skládat z identických propojených sekcí, které budou vyplněny různými standardními bloky (moduly). To umožní v případě potřeby poměrně snadnou výměnu jednotlivých součástí pomocí speciálních manipulátorů.

Jaderné reakce. Nukleární energie.

Atomové jádro

Atomové jádro je charakterizováno nábojem Ze, hmotností M, spinem J, magnetickým a elektrickým kvadrupólovým momentem Q, určitým poloměrem R, izotonickým spinem T a skládá se z nukleonů - protonů a neutronů.

Počet nukleonů A v jádře se nazývá hromadné číslo. Volá se číslo Z číslo poplatku jádro nebo atomové číslo. Protože Z určuje počet protonů a A určuje počet nukleonů v jádře, počet neuronů v atomovém jádru je N=A-Z. Nazývají se atomová jádra se stejným Z, ale různým A izotopy. V průměru existují asi tři stabilní izotopy na každou hodnotu Z. Například 28 Si, 29 Si, 30 Si jsou stabilní izotopy jádra Si. Kromě stabilních izotopů má většina prvků také nestabilní izotopy, které se vyznačují omezenou životností.

Jádra se stejným hmotnostním číslem A se nazývají izobary a se stejným počtem neutronů - izotony.

Všechna atomová jádra se dělí na stabilní a nestabilní. Vlastnosti stabilních jader zůstávají neomezeně nezměněny. Nestabilní jádra procházejí různými typy přeměn.

Experimentální měření hmotností atomových jader, prováděná s velkou přesností, ukazují, že hmotnost jádra je vždy menší než součet hmotností jeho nukleonů.

Vazebná energie je energie, která musí být vynaložena k rozdělení jádra na jeho základní nukleony.

Vazebná energie vztažená k hmotnostnímu číslu A se nazývá průměrná nukleonová vazebná energie v atomovém jádře (vazebná energie na nukleon).

Vazebná energie je přibližně konstantní pro všechna stabilní jádra a je přibližně rovna 8 MeV. Výjimkou je oblast lehkých jader, kde se průměrná vazebná energie pro 12 C jádro zvyšuje z nuly (A = 1) na 8 MeV.

Podobně lze vazebnou energii na nukleon použít ke vstupu do vazebné energie jádra vzhledem k jeho dalším složkám.

Na rozdíl od průměrné vazebné energie nukleonů se množství vazebné energie mezi neuronem a protonem mění od jádra k jádru.

Často místo vazebné energie množství tzv hromadný defekt a rovná se rozdílu mezi hmotnostmi a hmotnostním číslem atomového jádra.

Gama záření

Gama záření je krátkovlnné elektromagnetické záření. Na škále elektromagnetických vln hraničí s tvrdým rentgenovým zářením, zabírajícím oblast vyšších frekvencí. Gama záření má extrémně krátkou vlnovou délku (λhν (ν – χ frekvence záření, h – Planckova konstanta).

Gama záření vzniká při rozpadu radioaktivních jader, elementárních částic, při anihilaci párů částice-antičástice a také při průchodu rychle nabitých částic hmotou.

Gama záření, které doprovází rozpad radioaktivních jader, je emitováno při přechodu jádra z více excitovaného energetického stavu do méně excitovaného nebo do pozemního. Energie γ kvanta je rovna energetickému rozdílu Δε ρ stavů, mezi kterými dochází k přechodu.

Nadšený stav

Základní stav jádra E1

Emise γ-kvanta jádrem nezpůsobuje změnu atomového čísla nebo hmotnostního čísla, na rozdíl od jiných typů radioaktivních přeměn. Šířka čar gama záření je extrémně malá (~10 -2 eV). Vzhledem k tomu, že vzdálenost mezi hladinami je mnohonásobně větší než šířka čar, je spektrum záření gama lemováno, tzn. se skládá z několika samostatných čar. Studium spekter gama záření umožňuje stanovit energie excitovaných stavů jader. Vysokoenergetické gama záření je emitováno při rozpadu určitých elementárních částic. Při rozpadu klidového π 0 - mezonu se tedy objevuje gama záření o energii ~70 MeV. Gama záření z rozpadu elementárních částic tvoří také čárové spektrum. Elementární částice podléhající rozpadu se však často pohybují rychlostí srovnatelnou s rychlostí světla. V důsledku toho dochází k rozšíření Dopplerovy čáry a spektrum gama záření se rozmazává v širokém energetickém rozsahu. Gama záření, které vzniká při průchodu rychlých nabitých částic hmotou, je způsobeno jejich zpomalením do Coulombova pole atomových jader hmoty. Brzdné záření gama se stejně jako brzdné rentgenové záření vyznačuje spojitým spektrem, jehož horní hranice se shoduje s energií nabité částice, například elektronu. V urychlovačích nabitých částic vzniká brzdné záření gama s maximální energií až několik desítek GeV.

V mezihvězdném prostoru může gama záření vznikat v důsledku srážek kvant měkčího dlouhovlnného elektromagnetického záření, jako je světlo, s elektrony urychlovanými magnetickými poli vesmírných objektů. V tomto případě rychlý elektron předá svou energii elektromagnetickému záření a viditelné světlo se změní na tvrdší gama záření.

Podobný jev může nastat za pozemských podmínek, kdy se vysokoenergetické elektrony produkované na urychlovačích srazí s fotony viditelného světla v intenzivních svazcích světla vytvářených lasery. Elektron předá energii světelnému fotonu, který se změní na γ-kvantum. Tak je v praxi možné převádět jednotlivé fotony světla na vysokoenergetická kvanta gama záření.

Gama záření má velkou pronikavou sílu, tzn. může proniknout do velkých tlouštěk hmoty bez znatelného oslabení. Hlavní procesy, ke kterým dochází při interakci gama záření s hmotou, jsou fotoelektrická absorpce (fotoelektrický jev), Comptonův rozptyl (Comptonův jev) a tvorba elektron-pozitronových párů. Během fotoelektrického jevu je γ-kvantum absorbováno jedním z elektronů atomu a energie γ-kvanta se přeměňuje (minus vazebná energie elektronu v atomu) na kinetickou energii letícího elektronu. ven z atomu. Pravděpodobnost fotoelektrického jevu je přímo úměrná páté mocnině atomového čísla prvku a nepřímo úměrná 3. mocnině energie gama záření. Fotoelektrický jev tedy převažuje v oblasti nízkoenergetických γ-paprsků (£100 keV) na těžkých prvcích (Pb, U).

Comptonovým efektem je γ-kvantum rozptýleno jedním z elektronů slabě vázaných v atomu. Na rozdíl od fotoelektrického jevu u Comptonova jevu γ kvantum nezmizí, ale pouze změní energii (vlnovou délku) a směr šíření. V důsledku Comptonova jevu se úzký paprsek gama paprsků rozšíří a samotné záření se změkčí (dlouhovlnné). Intenzita Comptonova rozptylu je úměrná počtu elektronů v 1 cm 3 látky, a proto je pravděpodobnost tohoto procesu úměrná atomovému číslu látky. Comptonův jev se projevuje u látek s nízkým atomovým číslem a při energiích gama záření přesahujících vazebnou energii elektronů v atomech. V případě Pb je tedy pravděpodobnost Comptonova rozptylu srovnatelná s pravděpodobností fotoelektrické absorpce při energii ~ 0,5 MeV. V případě Al převažuje Comptonův efekt při mnohem nižších energiích.

Pokud energie γ-kvanta překročí 1,02 MeV, je možný proces tvorby elektron-pozitronových párů v elektrickém poli jader. Pravděpodobnost vzniku páru je úměrná druhé mocnině atomového čísla a roste s hν. Proto při hν ~10 MeV je hlavním procesem v jakékoli látce tvorba párů.

0,1 0,5 1 2 5 10 50

Energie γ-paprsků (MeV)

Opačný proces, anihilace elektron-pozitronového páru, je zdrojem gama záření.

Pro charakterizaci útlumu záření gama v látce se obvykle používá koeficient absorpce, který ukazuje, při jaké tloušťce X absorbéru je intenzita I 0 dopadajícího svazku záření gama zeslabena v E jednou:

Zde μ 0 je lineární absorpční koeficient gama záření. Někdy se zavádí hmotnostní absorpční koeficient, rovný poměru μ 0 k hustotě absorbéru.

Exponenciální zákon zeslabení gama záření platí pro úzký směr paprsku gama, kdy jakýkoli proces, absorpce i rozptyl, odstraňuje gama záření ze složení primárního paprsku. Při vysokých energiích se však proces průchodu gama záření hmotou mnohem komplikuje. Sekundární elektrony a pozitrony mají vysokou energii, a proto mohou zase vytvářet gama záření v důsledku procesů brzdění a anihilace. V látce tak vzniká řada střídajících se generací sekundárního záření gama, elektronů a pozitronů, tedy vzniká kaskádová sprcha. Počet sekundárních částic v takové sprše se zpočátku zvyšuje s tloušťkou a dosahuje maxima. Pak však začnou převládat absorpční procesy nad procesy reprodukce částic a sprcha odezní. Schopnost gama záření vyvinout sprchy závisí na vztahu mezi jeho energií a tzv. kritickou energií, po které sprcha v dané látce prakticky ztrácí schopnost se vyvíjet.

Pro změnu energie záření gama v experimentální fyzice se používají spektrometry gama různých typů, většinou založené na měření energie sekundárních elektronů. Hlavní typy spektrometrů gama záření: magnetické, scintilační, polovodičové, krystalové difrakce.

Studium spekter jaderného záření gama poskytuje důležité informace o struktuře jader. Pozorování efektů spojených s vlivem vnějšího prostředí na vlastnosti jaderného záření gama slouží ke studiu vlastností pevných látek.

Gama záření se v technice využívá např. k detekci defektů kovových dílů – gama defektoskopie. V radiační chemii se gama záření používá k zahájení chemických přeměn, jako jsou polymerační procesy. Gama záření se používá v potravinářském průmyslu ke sterilizaci potravin. Hlavními zdroji gama záření jsou přírodní a umělé radioaktivní izotopy a také urychlovače elektronů.

Účinek gama záření na organismus je podobný účinku jiných typů ionizujícího záření. Gama záření může způsobit radiační poškození těla, včetně jeho smrti. Povaha vlivu záření gama závisí na energii γ-kvant a prostorových charakteristikách záření, například vnější nebo vnitřní. Relativní biologická účinnost gama záření je 0,7-0,9. V průmyslových podmínkách (chronická expozice v malých dávkách) se předpokládá relativní biologická účinnost gama záření 1. Gama záření se používá v lékařství k léčbě nádorů, ke sterilizaci prostor, zařízení a léků. Gama záření se také využívá k získání mutací s následnou selekcí ekonomicky využitelných forem. Takto se šlechtí vysoce produktivní odrůdy mikroorganismů (například pro získání antibiotik) a rostlin.

Moderní možnosti radioterapie se rozšířily především díky prostředkům a metodám dálkové gama terapie. Úspěchy dálkové gamaterapie byly dosaženy jako výsledek rozsáhlé práce ve využití výkonných umělých radioaktivních zdrojů gama záření (kobalt-60, cesium-137), jakož i nových gama léků.

Velký význam dálkové gama terapie je také vysvětlen srovnatelnou dostupností a snadností použití gama zařízení. Ty jsou stejně jako rentgenové paprsky určeny pro statické a pohyblivé ozařování. Pomocí mobilního ozařování se snaží vytvořit v nádoru velkou dávku při rozptýlení ozařování zdravých tkání. U gama zařízení byla provedena konstrukční vylepšení zaměřená na redukci polostínu, zlepšení homogenizace pole, použití slepých filtrů a hledání dalších možností ochrany.

Využití jaderného záření v rostlinné výrobě otevřelo nové, široké možnosti pro změnu metabolismu zemědělských rostlin, zvýšení jejich produktivity, urychlení rozvoje a zlepšení kvality.

V důsledku prvních studií radiobiologů bylo zjištěno, že ionizující záření je silným faktorem ovlivňujícím růst, vývoj a metabolismus živých organismů. Vlivem gama záření se mění dobře koordinovaný metabolismus rostlin, živočichů nebo mikroorganismů, zrychluje se nebo zpomaluje (v závislosti na dávce) průběh fyziologických procesů, jsou pozorovány posuny v růstu, vývoji a tvorbě plodin.

Zvláště je třeba poznamenat, že během gama záření se radioaktivní látky do semen nedostanou. Ozářená semena, stejně jako plodina z nich vypěstovaná, nejsou radioaktivní. Optimální dávky ozařování pouze urychlují normální procesy probíhající v rostlině, a proto jsou jakékoli obavy nebo varování před používáním plodin získaných ze semen, která byla podrobena předseťovému ozáření, zcela neopodstatněné.

Ionizující záření se začalo využívat ke zvýšení trvanlivosti zemědělských produktů a k ničení různých hmyzích škůdců. Například, pokud obilí před naložením do výtahu projde bunkrem, kde je instalován výkonný zdroj záření, pak bude vyloučena možnost množení škůdců a obilí může být skladováno po dlouhou dobu bez jakýchkoli ztrát. Samotné zrno jako nutriční produkt se při takových dávkách záření nemění. Jeho použití jako krmiva pro čtyři generace pokusných zvířat nezpůsobilo žádné odchylky v růstu, schopnosti reprodukce ani jiné patologické odchylky od normy.

Atomový reaktor.

Zdrojem energie reaktoru je proces štěpení těžkých jader. Připomeňme, že jádra se skládají z nukleonů, tedy protonů a neutronů. V tomto případě počet protonů Z určuje náboj jádra Ze: je roven počtu prvku z periodické tabulky a atomová hmotnost jádra A je celkový počet protonů a neutronů. Jádra, která mají stejný počet protonů, ale různý počet neutronů, jsou různé izotopy stejného prvku a jsou označeny symbolem atomové hmotnosti prvku vlevo nahoře. Například existují následující izotopy uranu: 238 U, 235 U, 233 U,...

Hmotnost jádra M není jednoduše rovna součtu hmotností jeho protonů a neutronů, ale je menší o hodnotu M, která určuje vazebnou energii.

(v souladu se vztahem) M=Zm p + (A-Z)m n-(A)A, kde (A)c je vazebná energie na nukleon. Hodnota (A) závisí na detailech struktury odpovídajícího jádra... Existuje však obecná tendence k tomu, aby závisela na atomové hmotnosti. Totiž při zanedbání malých detailů můžeme tuto závislost popsat jako hladkou křivku, která se u malých zvětšuje. A, dosahující maxima uprostřed periodické tabulky a klesající po maximu na velké hodnoty A. Představme si, že těžké jádro s atomovou hmotností A a hmotností M je rozděleno na dvě jádra A 1 a A 2 s hmotnosti M 1 a M 2, v tomto pořadí, a A 1 + A 2 je rovna A nebo mírně menší než to, protože několik neutronů může být emitováno během procesu štěpení. Pro názornost vezměme případ A 1 + A 2 = A. Uvažujme rozdíl mezi hmotnostmi počátečního jádra a dvou konečných jader a budeme předpokládat, že A 1 = A 2, takže (A 1) = (A2), M = M-M1-M2 =-(A)A+ (A1)(A1+A2) =A((A1)-(A1)). Pokud A odpovídá těžkému jádru na konci periodické tabulky, pak A 1 je uprostřed a má maximální hodnotu (A 2). To znamená M>0, a proto se během procesu štěpení uvolňuje energie E d =Mc 2 . Pro těžká jádra, například pro jádra uranu, ((A 1) - (A))c 2 = 1 MeV. Takže při A = 200 máme odhad E d = 200 MeV. Připomeňme, že elektronvolt (eV) je mimosystémová jednotka energie rovnající se energii získané elementárním nábojem vlivem rozdílu potenciálů 1V (1eV = 1,6*10 -19 J). Například průměrná energie uvolněná při jaderném štěpení 235 U

Ed = 180 MeV = 180 106 eV.

Těžká jádra jsou tedy potenciálními zdroji energie. Spontánní jaderné štěpení se však vyskytuje extrémně zřídka a nemá prakticky žádný význam. Pokud neutron narazí na těžké jádro, proces štěpení se může prudce zrychlit. Tento jev se vyskytuje s různou intenzitou pro různá jádra a je měřen efektivním průřezem procesu. Připomeňme si, jak se určují efektivní průřezy a jak souvisí s pravděpodobnostmi určitých procesů. Představme si paprsek částic (například neutronů) dopadající na terč sestávající z určitých objektů, řekněme jader. Nechť N 0 je počet neutronů ve svazku, n je hustota jader na jednotku objemu (1 cm 3). Zajímejme se o události určitého typu, například o štěpení cílových jader. Potom počet takových událostí N bude určen vzorcem N=N 0 nl eff, kde l je délka cíle a eff se nazývá průřez štěpného procesu (nebo jakéhokoli jiného procesu) s danou energií E , odpovídající energii dopadajících neutronů. Jak je patrné z předchozího vzorce, účinný průřez má rozměr plochy (cm 2). Má zcela srozumitelný geometrický význam: je to platforma, při vstupu na kterou nastává proces, který nás zajímá. Je zřejmé, že pokud je průřez velký, proces probíhá intenzivně a malý průřez odpovídá nízké pravděpodobnosti zasažení této oblasti, proto se v tomto případě proces vyskytuje zřídka.

Takže i když pro určité jádro máme dostatečně velký účinný průřez pro štěpný proces, může během štěpení spolu se dvěma velkými fragmenty A 1 a A 2 emitovat několik neutronů. Průměrný počet dalších neutronů se nazývá multiplikační faktor a je symbolizován k. Potom reakce probíhá podle schématu

n+A A 1 +A 2 +kn.

Neutrony zrozené v tomto procesu zase reagují s jádry A, což dává nové štěpné reakce a nové, dokonce větší číslo neutrony. Je-li k > 1, dochází k takovému řetězovému procesu se vzrůstající intenzitou a vede k explozi s uvolněním obrovského množství energie. Ale tento proces lze kontrolovat. Ne všechny neutrony nutně spadnou do jádra A: mohou jít ven přes vnější hranici reaktoru nebo mohou být absorbovány v látkách, které jsou speciálně zavedeny do reaktoru. Hodnotu k lze tedy snížit na určitou k eff, která se rovná 1 a jen mírně ji převyšuje. Pak se vám podaří odstranit vytvořenou energii a provoz reaktoru se ustálí. V tomto případě však reaktor pracuje v kritickém režimu. Problémy se ztrátou energie by vedly k rostoucí řetězové reakci a katastrofě. Všechny operační systémy mají zavedena bezpečnostní opatření, ale k nehodám velmi pravděpodobně nedochází a bohužel k nim dochází.

Jak se vybírá pracovní látka pro jaderný reaktor? Je nutné, aby palivové články obsahovaly izotopová jádra s velkým účinným štěpným průřezem. Jednotkou měření sekce je 1 stodola = 10 -24 cm2. Vidíme dvě skupiny hodnot průřezu: (233 U, 235 U, 239 Pu) a malý (232 Th, 238 U). Abychom si představili rozdíl, spočítejme, jak daleko musí neutron urazit, aby došlo ke štěpné události. K tomu použijeme vzorec N=N 0 nl eff. Pro N=N 0 =1 máme Zde n je hustota jader, , kde p je obvyklá hustota a m =1,66*10 -24 g je atomová hmotnostní jednotka. Pro uran a thorium n = 4,8. 10 22 cm 3. Pak pro 235 U máme l = 10 cm a pro 232 Th l = 35 m. Pro vlastní realizaci štěpného procesu by tedy měly být použity izotopy jako 233 U, 235 U, 239 Pu. Izotop 235 U je v malém množství obsažen v přírodním uranu, který se skládá převážně z 238 U, proto se jako jaderné palivo obvykle používá uran obohacený izotopem 235 U. V tomto případě je při provozu reaktoru značné množství vzniká další štěpný izotop - 239 Pu. Plutonium vzniká řetězem reakcí

238 U + n () 239 U () 239 Np () 239 Pu,

kde znamená emisi fotonu a je rozpad podle schématu

Zde Z určuje náboj jádra, takže při rozpadu dojde k dalšímu prvku periodické tabulky se stejným A, e-elektronem a v-elektronovým antineutrinem. Je třeba také poznamenat, že izotopy A 1, A 2 vznikající při štěpném procesu jsou zpravidla radioaktivní s poločasy od roku do stovek tisíc let, takže odpad z jaderných elektráren, což je spálené palivo , je velmi nebezpečný a vyžaduje zvláštní opatření pro skladování Zde nastává problém geologického uložení, které musí zajistit spolehlivost na miliony let dopředu. Navzdory zjevným výhodám jaderné energie, založené na provozu jaderných reaktorů v kritickém režimu, má také vážné nevýhody. Jde zaprvé o riziko havárií podobných Černobylu a zadruhé o problém radioaktivního odpadu. Návrh na využití reaktorů pracujících v podkritickém režimu pro jadernou energetiku zcela řeší první problém a výrazně usnadňuje řešení druhého.

Jaderný reaktor v podkritickém režimu jako zesilovač energie.

Představme si, že jsme sestavili jaderný reaktor s efektivním multiplikačním faktorem neutronů keff o něco menším než unity. Ozařme toto zařízení konstantním externím neutronovým tokem N 0. Potom každý neutron (minus ty emitované a absorbované, který je zohledněn v k eff) způsobí štěpení, které poskytne další tok N 0 k 2 eff. Každý neutron z tohoto počtu bude opět produkovat v průměru k eff neutronů, což poskytne další tok N 0 k eff atd. Celkový tok neutronů produkujících štěpné procesy se tedy rovná

N = N° (1 + keff + k2eff + k3eff + ...) = N°kneff.

Pokud je keff > 1, řada v tomto vzorci se rozchází, což je v tomto případě odrazem kritického chování procesu. Pokud k eff< 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

Uvolnění energie za jednotku času (výkonu) je pak určeno uvolněním energie během procesu štěpení,

kam<1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N 0 . Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ (10 9 эВ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

neutrony Je vhodné si představit tok neutronů proudem urychlovače

kde e je náboj protonů, rovný elementárnímu elektrickému náboji. Když vyjádříme energii v elektronvoltech, znamená to, že vezmeme reprezentaci E = eV, kde V je potenciál odpovídající této energii, obsahující tolik voltů, kolik elektronvoltů obsahuje energie. To znamená, že s ohledem na předchozí vzorec můžeme přepsat vzorec uvolňování energie tak jako

Nakonec je vhodné znázornit sílu instalace ve formuláři

kde V je potenciál odpovídající energii urychlovače, takže VI podle známého vzorce je výkon paprsku urychlovače: P 0 = VI, a R 0 v předchozím vzorci je koeficient pro k eff = 0,98 , který poskytuje spolehlivou rezervu podkritickosti. Všechny ostatní veličiny jsou známé a pro energii protonového urychlovače máme 1 GeV . Získali jsme zisk 120, což je samozřejmě velmi dobré. Koeficient předchozího vzorce však odpovídá ideálnímu případu, kdy nedochází ke zcela žádným energetickým ztrátám jak v urychlovači, tak při výrobě elektřiny. Pro získání reálného koeficientu je potřeba vynásobit předchozí vzorec účinností urychlovače r y a účinností tepelné elektrárny r e. Potom R=r y r e R°. Účinnost zrychlení může být dosti vysoká např. u reálného projektu silnoproudého cyklotronu s energií 1 GeV r y = 0,43. Účinnost výroby energie může být až 0,42. Konečný reálný zisk je R = r y r e R 0 = 21,8, což je stále docela dobré, protože k udržení provozu urychlovače je potřeba vrátit pouze 4,6 % energie vyrobené instalací. V tomto případě reaktor funguje pouze při zapnutém urychlovači a nehrozí tak neřízená řetězová reakce.

Princip výstavby jaderné energetiky.

Jak víte, vše na světě se skládá z molekul, které

jsou složité komplexy interakcí

vyjící atomy. Molekuly jsou nejmenší částice

látky, které zachovávají jeho vlastnosti. Složení molekul

zahrnuje atomy různých chemických prvků.

Chemické prvky jsou tvořeny jedním typem atomu.

Atom, nejmenší částice chemického prvku,

skládá se z „těžkého“ jádra a rotujícího kolem elektro-

Jádra atomů jsou tvořena kombinací kladně

nabité protony a neutrální neutrony.

Tyto částice, zvané nukleony, drží pohromadě

v jádrech přitažlivými silami krátkého dosahu,

vznikající v důsledku výměny mezonů,

částice menší hmotnosti.

Jádro prvku X je označeno jako nebo X-A, například uran U-235 -,

kde Z je náboj jádra, rovný počtu protonů, určující atomové číslo jádra, A je hmotnostní číslo jádra, rovné

celkový počet protonů a neutronů.

Jádra prvků se stejným počtem protonů, ale různým počtem neutronů se nazývají izotopy (například uran

má dva izotopy U-235 a U-238); jádra na N=konst, z=var - izobary.

Vodíková jádra, protony, stejně jako neutrony, elektrony (částice beta) a jednotlivá jádra helia (nazývaná částice alfa), mohou existovat autonomně mimo jaderné struktury. Taková jádra nebo jinak elementární částice, pohybující se v prostoru a přibližující se k jádrům na vzdálenosti řádově příčných rozměrů jader, mohou interagovat s jádry, jak se říká, účastnit se reakce. V tomto případě mohou být částice zachyceny jádry, nebo po srážce mohou změnit směr pohybu a odevzdat část kinetické energie jádru. Takové akty interakce se nazývají jaderné reakce. Reakce bez průniku do jádra se nazývá elastický rozptyl.

Po zachycení částice je složené jádro v excitovaném stavu. Jádro se může „osvobodit“ od excitace několika způsoby – vysláním nějaké jiné částice a gama záření, nebo rozdělením na dvě nestejné části. Podle konečných výsledků se rozlišují reakce - záchyt, nepružný rozptyl, štěpení, jaderná přeměna s emisí protonu nebo alfa částice.

Dodatečná energie uvolněná během jaderných přeměn má často podobu toků gama záření.

Pravděpodobnost reakce je charakterizována velikostí „průřezu“ reakce daného typu.

Při záchytu dochází ke štěpení těžkých jader

neutrony. Současně jsou emitovány nové částice

a přenesená jaderná vazebná energie

štěpné fragmenty. To je zásadní jev

byl objeven koncem 30. let německými vědci

slavným Hahnem a Strassmanem, který položil základ

pro praktické využití jaderné energie.

Jádra těžkých prvků – uranu, plutonia a některých dalších intenzivně pohlcují tepelné neutrony. Po aktu záchytu neutronu se těžké jádro s pravděpodobností ~0,8 rozdělí na dvě části nestejné hmotnosti, nazývané fragmenty nebo štěpné produkty. V tomto případě jsou emitovány rychlé neutrony (v průměru asi 2,5 neutronu na každý štěpný děj), záporně nabité beta částice a neutrální gama kvanta a vazebná energie částic v jádře se přeměňuje na kinetickou energii štěpných fragmentů, neutronů a jiné částice. Tato energie je pak vynaložena na tepelnou excitaci atomů a molekul tvořících látku, tzn. k zahřátí okolní hmoty.

Po aktu jaderného štěpení fragmenty jader vzniklé během štěpení, protože jsou nestabilní, procházejí řadou po sobě jdoucích radioaktivních přeměn a s určitým zpožděním emitují „zpožděné“ neutrony, velké množství částic alfa, beta a gama. Na druhou stranu některé fragmenty mají schopnost intenzivně pohlcovat neutrony.

Jaderný reaktor je technické zařízení, ve kterém se provádí samoudržující řetězová reakce štěpení těžkých jader s uvolňováním jaderné energie. Jaderný reaktor se skládá z aktivní zóny a reflektoru umístěného v ochranném plášti, který obsahuje jaderné palivo ve formě palivové kompozice v ochranném obalu a moderátor. Palivové články mají obvykle podobu tenkých tyčinek. Jsou shromažďovány ve svazcích a uzavřeny v krytech. Takovéto prefabrikované kompozice se nazývají sestavy nebo kazety.

Po palivových prvcích se pohybuje chladicí kapalina, která absorbuje teplo jaderných přeměn. Chladivo ohřáté v aktivní zóně se pohybuje po cirkulačním okruhu v důsledku provozu čerpadel nebo pod vlivem Archimedových sil a procházejícím výměníkem tepla nebo parogenerátorem předává teplo chladivu vnějšího okruhu.

Přenos tepla a pohyb jeho nosičů lze znázornit ve formě jednoduchého diagramu:

1.Reaktor

2. Výměník tepla, vyvíječ páry

3. Zařízení parní turbíny

4. Generátor

5. Kondenzátor

Rozvoj průmyslové společnosti je založen na stále se zvyšující úrovni výroby a spotřeby

různé druhy energie.

Jak známo, výroba tepelné a elektrické energie je založena na procesu spalování fosilních paliv

zdroje energie -

• olej

a v jaderné energetice - štěpení jader atomů uranu a plutonia při absorpci neutronů.

Rozsah výroby a spotřeby fosilních energetických zdrojů, kovů, spotřeby vody, vzduchu k výrobě množství energie potřebné pro lidstvo je obrovský a zásoby zdrojů jsou bohužel omezené. Problém rychlého vyčerpání organických přírodních energetických zdrojů je obzvláště akutní.

1 kg přírodního uranu nahradí 20 tun uhlí.

Světové zásoby energie se odhadují na 355 Q, kde Q je jednotka tepelné energie rovna Q = 2,52 * 1017 kcal = 36 * 109 tun standardního paliva /tce/, tzn. palivo o výhřevnosti 7000 kcal/kg, takže energetické zásoby jsou 12,8 * 1012 t.e.

Z tohoto množství je přibližně 1/3 tzn. ~ 4,3*1012 t.e.f. lze těžit pomocí moderní technologie za mírné náklady na těžbu paliva. Na druhou stranu moderní energetické potřeby jsou 1,1 * 1010 t.e./rok a rostou tempem 3-4% ročně, tzn. zdvojnásobit každých 20 let.

Je snadné odhadnout, že organické fosilní zdroje, i když vezmeme v úvahu pravděpodobné zpomalení růstu spotřeby energie, budou z velké části vyčerpány v příštím století.

Mimochodem podotýkáme, že při spalování fosilního uhlí a ropy, které mají obsah síry kolem 2,5 %, vzniká ročně až 400 milionů tun. oxid siřičitý a oxidy dusíku, tzn. asi 70 kg. škodlivých látek na obyvatele země za rok.

Využití energie atomového jádra a rozvoj jaderné energie zmírňuje závažnost tohoto problému.

Objev štěpení těžkých jader záchytem neutronů, díky kterému se naše století stalo atomovým, přidal významnou pokladnici jaderného paliva k zásobám energetických fosilních paliv. Zásoby uranu v zemské kůře se odhadují na obrovské číslo 1014 tun. Převážná část tohoto bohatství je však v rozptýleném stavu – v žulách a čedicích. Ve vodách světových oceánů dosahuje množství uranu 4*109 tun. Je však známo poměrně málo bohatých nalezišť uranu, kde by těžba byla levná. Proto se množství uranových zdrojů, které lze těžit moderní technologií a za rozumné ceny, odhaduje na 108 tun. Roční poptávka po uranu je podle moderních odhadů 104 tun přírodního uranu. Takže tyto rezervy umožňují, jak řekl akademik A.P. Aleksandrov, „odstranit Damoklův meč nedostatku paliva na téměř neomezenou dobu“.

Dalším důležitým problémem moderní průmyslové společnosti je zajištění ochrany přírody, čisté vody a vzduchu.

Vědci jsou dobře známí o „skleníkového efektu“ vznikajícího v důsledku emisí oxidu uhličitého ze spalování fosilních paliv a souvisejícího globálního oteplování klimatu na naší planetě. A problémy znečištění ovzduší, kyselých dešťů a otrav řek se v mnoha oblastech přiblížily kritickému bodu.

Jaderná energie nespotřebovává kyslík a při běžném provozu má zanedbatelné emise. Pokud jaderná energie nahradí konvenční energii, pak bude vyloučena možnost „skleníkového“ s vážnými environmentálními důsledky globálního oteplování.

Mimořádně důležitou okolností je skutečnost, že jaderná energetika prokázala svou ekonomickou efektivitu téměř ve všech oblastech světa. Navíc ani při velkém měřítku výroby energie v jaderných elektrárnách nebude jaderná energie vytvářet žádné zvláštní dopravní problémy, protože vyžaduje zanedbatelné náklady na dopravu, což osvobozuje společnosti od břemene neustálé přepravy obrovského množství fosilních paliv.

Jaderné reaktory jsou rozděleny do několika skupin:

v závislosti na průměrné energii neutronového spektra - na rychlé, střední a tepelné;

podle konstrukčních prvků jádra - do nádoby a kanálu;

podle typu chladicí kapaliny - voda, těžká voda, sodík;

podle typu moderátoru - voda, grafit, těžká voda atd.

Pro energetické účely, pro výrobu elektřiny, se používají:

voda-vodní reaktory s nevroucí nebo vroucí vodou pod tlakem,

uranovo-grafitové reaktory s vroucí vodou nebo chlazené oxidem uhličitým,

těžkovodní kanálové reaktory atd.

V budoucnu budou široce využívány rychlé neutronové reaktory chlazené tekutými kovy (sodík apod.); ve kterém zásadně realizujeme režim reprodukce paliva, tzn. vytváří počet štěpných izotopů plutonia Pu-239 převyšující počet konzumovatelných izotopů uranu U-235. Parametr charakterizující reprodukci paliva se nazývá koeficient plutonia. Ukazuje, kolik aktů atomů Pu-239 vzniká při reakcích záchytu neutronů v U-238 na jeden atom U-235, který zachytil neutron a prošel štěpnou nebo radiační transformací na U-235.

Tlakovodní reaktory zaujímají přední místo ve světové flotile energetických reaktorů. Jsou také široce používány v námořnictvu jako zdroje energie pro povrchová plavidla i ponorky. Takové reaktory jsou relativně kompaktní, jednoduché a spolehlivé v provozu. Voda, která v takových reaktorech slouží jako chladivo a moderátor neutronů, je relativně levná, neagresivní a má dobré neutronové vlastnosti.

Tlakovodní reaktory se také nazývají reaktory voda-voda nebo lehkovodní reaktory. Jsou vyrobeny ve formě válcové vysokotlaké nádoby s odnímatelným víkem. V této nádobě (těleso reaktoru) je umístěna aktivní zóna složená z palivových souborů (palivových kazet) a pohyblivých prvků řídicího a ochranného systému. Voda vstupuje do skříně potrubím, je přiváděna do prostoru pod aktivní zónou, pohybuje se svisle nahoru podél palivových článků a je odváděna výstupními trubkami do cirkulačního okruhu. Teplo jaderných reakcí se v parogenerátorech přenáší do vody sekundárního okruhu o nižším tlaku. Pohyb vody po okruhu je zajišťován provozem oběhových čerpadel, nebo jako u reaktorů pro zásobovací stanice tepla hnacím tlakem přirozené cirkulace.

Zítra jaderná fúze.

„Na zítřek“ je v první řadě naplánováno vytvoření nové generace tokamaků, ve kterých lze dosáhnout soběstačné fúze. Za tímto účelem je v Ústavu atomové energie I. V. Kurčatova a Výzkumném ústavu elektrofyzikálních zařízení D. V. Efremova vyvíjen Experimentální termonukleární reaktor (OTR).

V OTR je cílem udržet reakci na takové úrovni, aby poměr výdeje užitečné energie k energii vynaložené (označené Q) byl větší nebo alespoň roven jedné: Q = 1. Tento stav je vážnou fází testování všech prvků systému na cestě k vytvoření komerčního reaktoru s Q=5. Podle dostupných odhadů je až při této hodnotě Q dosaženo soběstačnosti termojaderného zdroje energie, kdy se vrátí náklady na všechny obslužné procesy včetně sociálních a nákladů na domácnost. Americký TFTR mezitím dosáhl hodnoty Q=0,2-0,4.

Existují i ​​další problémy. Například první stěna – tedy plášť toroidní vakuové komory – je nejintenzivnější, doslova dlouhotrvající částí celé konstrukce. V OTR je jeho objem cca 300 m 3 a jeho plocha cca 400 m 2 . Stěna musí být dostatečně pevná, aby odolala atmosférickému tlaku a mechanickým silám vznikajícím z magnetického pole, a dostatečně tenká, aby přenesla tepelné toky z plazmatu do vody cirkulující na vnější straně toroidu bez výrazného rozdílu teplot. Jeho optimální tloušťka je 2 mm. Zvolenými materiály jsou austenitické oceli nebo slitiny niklu a titanu.

Euratom plánuje instalaci NET (Next Europeus Tor), který je v mnoha ohledech podobný OTR, jde o další generaci tokamaků po JET a T-15.

NET měl být postaven v letech 1994-1999. První fáze výzkumu je plánována na 3-4 roky.

Hovoří se také o další generaci po NET – jedná se o „skutečný“ termonukleární reaktor, běžně nazývaný DEMO. Ani u NET však není vše jasné, protože se plánuje vybudování několika mezinárodních instalací.

Větrná energie

Větrná energie je odvětví energetiky specializující se na využití větrné energie – kinetické energie vzdušných hmot v atmosféře. Protože větrná energie je důsledkem činnosti slunce, je klasifikována jako obnovitelná forma energie. větrnou energii zatím nelze považovat za důstojnou konkurenci tradičních jaderných, vodních a tepelných elektráren. Průměrná jaderná elektrárna vyrábí přibližně 1,3 tisíce MW elektřiny – více než čtyři největší světové větrné elektrárny.

Podle Americké asociace pro větrnou energii se náklady na výstavbu větrné elektrárny snížily na 1 milion dolarů za MW, což je přibližně stejně jako náklady na výstavbu jaderné elektrárny. Z hlediska efektivnosti investic jsou větrné elektrárny lepší než elektrárny na plyn (600 tisíc dolarů na 1 MW). Na rozdíl od plynu je však větrná energie zdarma. Větrné generátory nespotřebovávají fosilní paliva. Provoz větrného generátoru o výkonu 1 MW za 20 let provozu umožňuje ušetřit přibližně 29 tisíc tun uhlí nebo 92 tisíc barelů ropy. Větrný generátor o výkonu 1 MW snižuje roční emise do atmosféry o 1800 tun CO2, 9 tun SO2 a 4 tuny oxidů dusíku.

Jeho velkou výhodou oproti jaderné energetice je, že odpadá problém se skladováním a přepracováním vyhořelého paliva. Navzdory tomu, že za dvacet let se náklady na větrnou elektřinu snížily ze 40 na 5 centů za kilowatt a velmi se přiblížily ceně elektřiny vyrobené spalováním ropy, plynu, uhlí a využíváním jaderné energie (v USA, jeho ceny jsou 2...3 centy za kilowatt), bude obtížné tuto mezeru překlenout.

Od roku 1978 vynaložily Spojené státy na výzkum v tomto odvětví více než 11 miliard dolarů z veřejných prostředků, ale výsledky takových investic byly zatím špatné. V současné době čistá energie představuje ne více než 8 % elektřiny vyrobené ve všech elektrárnách v USA. Podle amerického ministerstva energetiky se jeho podíl do roku 2025 zvýší pouze o 0,5 %. Pokud od toho odečteme energii vyrobenou vodními elektrárnami, čísla budou ještě rychlejší – 2,1 % v roce 2001 a 3,3 % v roce 2025.

Jaderná energetika je odvětví energetiky zabývající se výrobou a využitím jaderné energie (dříve se používal termín Jaderná energie).

K získání jaderné energie se obvykle používá jaderná řetězová reakce štěpení jader uranu-235 nebo plutonia. Štěpení jader, když je zasáhne neutron, produkují nové neutrony a štěpné fragmenty. Štěpné neutrony a štěpné fragmenty mají vysokou kinetickou energii. V důsledku srážek úlomků s jinými atomy se tato kinetická energie rychle přeměňuje na teplo.

Přestože v jakékoli oblasti energetiky je primárním zdrojem jaderná energie (například energie slunečních jaderných reakcí ve vodních elektrárnách a elektrárnách na fosilní paliva, energie radioaktivního rozpadu v geotermálních elektrárnách), jaderná energie se týká pouze využití řízené reakce v jaderných reaktorech.

Jaderná energie se vyrábí v jaderných elektrárnách, používá se v jaderných ledoborcích, jaderných ponorkách; Spojené státy zavádějí program na vytvoření jaderného motoru pro kosmické lodě, kromě toho se objevily pokusy vytvořit jaderný motor pro letadla.

Jaderná energie zůstává předmětem intenzivních diskusí. Zastánci a odpůrci jaderné energie se výrazně liší v hodnocení její bezpečnosti, spolehlivosti a ekonomické efektivity. Je rozšířený názor o možném úniku jaderného paliva při výrobě elektřiny a jeho využití pro výrobu jaderných zbraní.

Einstein prokázal spojení mezi energií a hmotností ve své rovnici:

kde c = 300 000 000 m/s - rychlost světla;

Tělo člověka vážícího 70 kg tedy obsahuje energii

reaktorová elektrárna RBMK-1000 vyrobí toto množství energie pouze v dva tisíce hmotnost separovaného jádra. Úplná přeměna hmoty na energii je samozřejmě ještě velmi daleko, ale již taková změna hmotnosti paliva v reaktoru, kterou běžné váhy nezachytí, umožňuje získat gigantické množství energie. Změna hmoty paliva za rok nepřetržitého provozu v reaktoru RBMK-1000 je přibližně 0,3 g, ale uvolněná energie je stejná jako při spalování 3 000 000 (tři miliony) tun uhlí.% let provozu. Hlavním problémem je naučit se přeměňovat hmotu na užitečnou energii. Lidstvo udělalo první krok k vyřešení tohoto problému zvládnutím vojenského a mírového využití energie jaderného štěpení. K úplně prvnímu přiblížení lze procesy probíhající v jaderném reaktoru popsat jako kontinuální štěpení jader. V tomto případě je hmotnost celého jádra před štěpením větší než hmotnost výsledných fragmentů. Rozdíl je přibližně 0,1

Napájení.

V praxi, když mluvíme o zdroji energie, obvykle nás zajímá jeho síla. Do pátého patra rozestavěného domu zvednete tisíc cihel pomocí jeřábu, nebo za pomoci dvou dělníků s nosítky. V obou případech je vykonaná práce a vynaložená energie stejná, liší se pouze síla energetických zdrojů. Definice:Napájení zdroj energie (stroj), jedná se o množství přijaté energie (vykonané práce) za jednotku času.

výkon = energie (práce) / čas

rozměr [J/s = W]

Zákon zachování energie

Jak již bylo zmíněno výše, ve světě kolem nás probíhá nepřetržitá přeměna energie z jednoho typu na druhý. Hozením míče jsme způsobili řetězec přeměn mechanické energie z jednoho typu na druhý. Skákající míček jasně ilustruje zákon zachování energie:

Energie nemůže zmizet nikam, ani se odnikud objevit, může pouze přecházet z jednoho typu do druhého.

Míč po několika odskocích nakonec zůstane na povrchu nehybný. Protože mechanická energie, která se na něj původně přenesla, se spotřebuje na:

a) překonání odporu vzduchu, ve kterém se míč pohybuje (přemění se na tepelnou energii vzduchu)

b) ohřev míče a dopadové plochy. (změna tvaru je vždy doprovázena zahříváním, pamatujte, jak se hliníkový drát zahřívá při opakovaném ohýbání)

Přeměna energie

Schopnost transformovat a využívat energii je ukazatelem technického rozvoje lidstva. Za první měnič energie využívaný člověkem lze považovat plachtu – využití větrné energie k pohybu vodou, dále rozvinuté je využití větru a vody ve větrných a vodních mlýnech. Vynález a realizace parního stroje způsobily skutečnou revoluci v technologii. Parní stroje v továrnách a továrnách dramaticky zvýšily produktivitu práce. Parní lokomotivy a motorové lodě zrychlily a zlevnily přepravu po zemi i po moři. Parní stroj sloužil v počáteční fázi k přeměně tepelné energie na mechanickou energii rotujícího kola, ze kterého se pomocí různých typů převodů (hřídele, řemenice, řemeny, řetězy) převáděla energie na stroje a mechanismy.

Široké zavádění elektrických strojů, motorů přeměňujících elektrickou energii na mechanickou energii a generátorů pro výrobu elektřiny z mechanické energie znamenalo nový skok ve vývoji technologie. Bylo možné přenášet energii na velké vzdálenosti ve formě elektřiny a zrodil se celý průmysl, energetický sektor.

V současné době bylo vytvořeno velké množství zařízení navržených k přeměně elektřiny na jakýkoli druh energie nezbytné pro lidský život: elektromotory, elektrické ohřívače, osvětlovací lampy a zařízení, která přímo využívají elektřinu: televizory, přijímače atd.

JE (s jednosmyčkovým reaktorem)

Historie rozvoje jaderné energetiky

První pilotní jaderná elektrárna na světě o výkonu 5 MW byla spuštěna v SSSR 27. června 1954 v Obninsku. Předtím byla energie atomového jádra využívána především pro vojenské účely. Spuštění první jaderné elektrárny znamenalo otevření nového směru v energetice, který byl oceněn na 1. mezinárodní vědeckotechnické konferenci o mírovém využití atomové energie (srpen 1955, Ženeva).

V roce 1958 byla uvedena do provozu 1. etapa Sibiřské jaderné elektrárny o výkonu 100 MW (celkový projektový výkon 600 MW). V témže roce byla zahájena výstavba průmyslové jaderné elektrárny Bělojarsk a 26. dubna 1964 dodával generátor 1. stupně (100 MW blok) proud do energetické soustavy Sverdlovsk, 2. blok o výkonu 200 st. MW byla uvedena do provozu v říjnu 1967. Charakteristickým rysem JE Bělojarsk je přehřívání páry (do dosažení požadovaných parametrů) přímo v jaderném reaktoru, což umožnilo téměř bez úprav na něm používat klasické moderní turbíny.

V září 1964 byl spuštěn 1. blok Novovoroněžské JE o výkonu 210 MW. Náklady na 1 kWh elektřiny (nejdůležitější ekonomický ukazatel provozu každé elektrárny) v této jaderné elektrárně systematicky klesaly: činily 1,24 kopejky. v roce 1965 1,22 kop. v roce 1966 1,18 kop. v roce 1967 0,94 kop. v roce 1968. První blok novovoroněžské JE byl postaven nejen pro průmyslové využití, ale také jako demonstrační zařízení k demonstraci schopností a výhod jaderné energetiky, spolehlivosti a bezpečnosti jaderných elektráren. V listopadu 1965 byla ve městě Melekess v Uljanovské oblasti uvedena do provozu jaderná elektrárna s vodním-vodním reaktorem „varného“ typu o výkonu 50 MW, reaktor byl sestaven podle jednookruhové konstrukce. , což usnadňuje uspořádání stanice. V prosinci 1969 byl spuštěn druhý blok Novovoroněžské JE (350 MW).

V zahraničí byla první průmyslová jaderná elektrárna o výkonu 46 MW uvedena do provozu v roce 1956 v Calder Hall (Anglie), o rok později byla uvedena do provozu jaderná elektrárna o výkonu 60 MW v Shippingportu (USA).

Schéma jaderné elektrárny s vodou chlazeným jaderným reaktorem je na Obr. 2. Teplo uvolněné v AZ reaktoru 1 odebírá voda (chladivo) 1. okruhu, které je čerpáno reaktorem oběhovým čerpadlem 2. Ohřátá voda z reaktoru vstupuje do výměníku tepla (parogenerátoru) 3 , kde předává teplo vznikající v reaktoru vodnímu 2. okruhu. Voda 2. okruhu se v parogenerátoru odpařuje a vzniklá pára vstupuje do turbíny 4.

Nejčastěji se v jaderných elektrárnách používají 4 typy tepelných neutronových reaktorů: 1) vodní-vodní reaktory s obyčejnou vodou jako moderátorem a chladivem; 2) grafit-voda s vodním chladivem a grafitovým moderátorem; 3) těžká voda s vodním chladivem a těžkou vodou jako moderátorem; 4) grafitový plyn s plynovým chladivem a grafitovým moderátorem.

Volba převážně používaného typu reaktoru je dána především nashromážděnými zkušenostmi s konstrukcí reaktorů, dále dostupností potřebného průmyslového vybavení, surovinovými zásobami atd. V SSSR se používají především grafitovo-vodní a vodou chlazené reaktory. jsou postaveny. V amerických jaderných elektrárnách se nejvíce používají tlakovodní reaktory. V Anglii se používají grafitové plynové reaktory. Kanadskému jadernému průmyslu dominují jaderné elektrárny s těžkovodními reaktory.

V závislosti na typu a agregovaném stavu chladiva se vytváří jeden nebo druhý termodynamický cyklus jaderné elektrárny. Volba horního teplotního limitu termodynamického cyklu je dána maximální přípustnou teplotou plášťů palivových článků (palivových článků) obsahujících jaderné palivo, přípustnou teplotou samotného jaderného paliva, jakož i vlastnostmi přijatého chladicího média. pro daný typ reaktoru. V jaderných elektrárnách, jejichž tepelný reaktor je chlazen vodou, se obvykle používají nízkoteplotní parní cykly. Plynem chlazené reaktory umožňují použití relativně ekonomičtějších parních cyklů se zvýšeným počátečním tlakem a teplotou. Tepelný okruh jaderné elektrárny je v těchto dvou případech 2okruhový: v 1. okruhu cirkuluje chladivo a ve 2. okruhu parovodní okruh. S reaktory s vroucí vodou nebo vysokoteplotním plynovým chladivem je možná jednookruhová tepelná jaderná elektrárna. Ve varných reaktorech se voda v aktivní zóně vaří, vzniklá směs pára-voda se oddělí a nasycená pára se posílá buď přímo do turbíny, nebo se nejprve vrací do aktivní zóny k přehřátí (obr. 3). Ve vysokoteplotních grafito-plynových reaktorech je možné použít běžný cyklus plynové turbíny. Reaktor v tomto případě funguje jako spalovací komora.

Během provozu reaktoru koncentrace štěpných izotopů v jaderném palivu postupně klesá, tedy dohořívají palivové tyče. Proto jsou časem nahrazeny čerstvými. Jaderné palivo se překládá pomocí dálkově ovládaných mechanismů a zařízení. Vyhořelé palivové tyče jsou přemístěny do bazénu vyhořelého paliva a poté odeslány k recyklaci.

Reaktor a jeho servisní systémy zahrnují: samotný reaktor s biologickou ochranou, výměníky tepla, čerpadla nebo plynové dmýchací jednotky, které cirkulují chladivo; potrubí a armatury cirkulačního okruhu; zařízení pro překládání jaderného paliva; speciální systémy větrání, nouzové chlazení atd.

V závislosti na konstrukci mají reaktory charakteristické rysy: v nádobových reaktorech jsou palivové tyče a moderátor umístěny uvnitř krytu a nesou plný tlak chladiva; v kanálových reaktorech jsou palivové tyče chlazené chladivem instalovány ve speciálních trubkových kanálech, které pronikají moderátorem, uzavřeným v tenkostěnném plášti. Takové reaktory se používají v SSSR (sibiřské, Belojarské jaderné elektrárny atd.).

K ochraně personálu jaderné elektrárny před radiačním vystavením je reaktor obklopen biologickým stíněním, jehož hlavními materiály jsou beton, voda a hadovitý písek. Zařízení okruhu reaktoru musí být zcela utěsněno. Je zajištěn systém monitorování míst případných úniků chladiva, jsou přijímána opatření, aby výskyt úniků a poruch v okruhu nevedl k radioaktivním emisím a kontaminaci areálu jaderné elektrárny a okolí. Zařízení reaktorového okruhu je obvykle instalováno v uzavřených boxech, které jsou od ostatního areálu JE odděleny biologickou ochranou a nejsou během provozu reaktoru udržovány. Radioaktivní vzduch a malé množství výparů chladiva jsou v důsledku přítomnosti netěsností z okruhu odváděny z bezobslužných prostor jaderné elektrárny speciálním ventilačním systémem, ve kterém jsou k vyloučení možnosti čištění filtry a zásobníky plynu. znečištění ovzduší. Dodržování pravidel radiační bezpečnosti personálem JE sleduje služba dozimetrické kontroly.

V případě havárií v systému chlazení reaktoru, aby se zabránilo přehřátí a selhání těsnění plášťů palivových tyčí, je zajištěno rychlé (během několika sekund) potlačení jaderné reakce; Systém nouzového chlazení má autonomní zdroje energie.

Přítomnost biologické ochrany, speciální ventilační a havarijní chladicí systémy a služba radiačního monitoringu umožňuje zcela ochránit obsluhující personál JE před škodlivými účinky radioaktivního záření.

Vybavení turbínovny jaderné elektrárny je obdobné jako zařízení turbínovny tepelné elektrárny. Charakteristickým rysem většiny jaderných elektráren je použití páry relativně nízkých parametrů, nasycené nebo mírně přehřáté.

V tomto případě, aby se zabránilo poškození lopatek posledních stupňů turbíny erozí částicemi vlhkosti obsaženými v páře, jsou v turbíně instalována oddělovací zařízení. Někdy je nutné použít vzdálené odlučovače a mezipřehříváky páry. Vzhledem k tomu, že při průchodu aktivní zónou reaktoru dochází k aktivaci chladiva a nečistot v něm obsažených, musí konstrukční řešení zařízení strojovny a systému chlazení turbínového kondenzátoru jednookruhových jaderných elektráren zcela eliminovat možnost úniku chladiva. . U dvouokruhových jaderných elektráren s vysokými parametry páry nejsou takové požadavky kladeny na vybavení strojovny.

Specifické požadavky na uspořádání zařízení jaderné elektrárny zahrnují: minimální možnou délku komunikací spojených s radioaktivními médii, zvýšenou tuhost základů a nosných konstrukcí reaktoru, spolehlivou organizaci větrání areálu. Na Obr. ukazuje řez hlavní budovou Belojarské JE s kanálovým grafitovo-vodním reaktorem. V reaktorové hale je umístěn reaktor s biologickou ochranou, náhradní palivové tyče a kontrolní zařízení. Jaderná elektrárna je konfigurována na principu bloku reaktor-turbína. Turbínové generátory a jejich servisní systémy jsou umístěny v turbínové místnosti. Mezi strojovnou a reaktorovnou se nachází pomocná zařízení a řídicí systémy elektrárny.

Účinnost jaderné elektrárny je dána jejími hlavními technickými ukazateli: jednotkový výkon reaktoru, účinnost, energetická náročnost aktivní zóny, vyhoření jaderného paliva, míra využití instalovaného výkonu jaderné elektrárny za rok. S rostoucí kapacitou jaderné elektrárny klesají měrné kapitálové investice do ní (náklady na instalovaný kW) výrazněji, než je tomu u tepelných elektráren. To je hlavní důvod touhy stavět velké jaderné elektrárny s velkými blokovými energetickými bloky. Pro ekonomiku jaderných elektráren je typické, že podíl palivové složky na nákladech na vyrobenou elektřinu je 30-40% (u tepelných elektráren 60-70%). Velké jaderné elektrárny se proto nejčastěji vyskytují v průmyslových oblastech s omezenými dodávkami klasického paliva a malokapacitní jaderné elektrárny jsou nejčastější v těžko dostupných nebo odlehlých oblastech, například jaderné elektrárny na vesnici. Bilibino (Jakutská autonomní sovětská socialistická republika) s elektrickým výkonem typické jednotky 12 MW. Část tepelného výkonu reaktoru této jaderné elektrárny (29 MW) je vynakládána na dodávku tepla. Jaderné elektrárny se kromě výroby elektřiny využívají také k odsolování mořské vody. Jaderná elektrárna Ševčenko (Kazach SSR) s elektrickým výkonem 150 MW je tedy určena pro odsolování (destilací) až 150 000 tun vody z Kaspického moře denně.

Ve většině průmyslových zemí (SSSR, USA, Anglie, Francie, Kanada, Německo, Japonsko, východní Německo atd.) se podle prognóz do roku 1980 zvýší kapacita stávajících i rozestavěných jaderných elektráren na desítky gigawattů. Podle Mezinárodní atomové agentury OSN zveřejněné v roce 1967 dosáhne instalovaný výkon všech jaderných elektráren na světě do roku 1980 300 GW.

Sovětský svaz zavádí rozsáhlý program spouštění velkých energetických bloků (až 1000 MW) s tepelnými neutronovými reaktory. V letech 1948-49 byly zahájeny práce na rychlých neutronových reaktorech pro průmyslové jaderné elektrárny. Fyzikální vlastnosti takových reaktorů umožňují provádět rozšířené šlechtění jaderného paliva (šlechtivý faktor od 1,3 do 1,7), což umožňuje využít nejen 235U, ale i suroviny 238U a 232Th. Reaktory s rychlými neutrony navíc neobsahují moderátor, jsou relativně malé velikosti a mají velkou zátěž. To vysvětluje touhu po intenzivním vývoji rychlých reaktorů v SSSR. Pro výzkum rychlých reaktorů byly postupně vybudovány experimentální a pilotní reaktory BR-1, BR-2, BR-Z, BR-5 a BFS. Získané zkušenosti vedly k přechodu od výzkumu modelových elektráren k projektování a výstavbě průmyslových rychlých neutronových jaderných elektráren (BN-350) v Ševčenku a (BN-600) v Bělojarské JE. Probíhá výzkum reaktorů pro výkonné jaderné elektrárny, v Melekess byl například postaven pilotní reaktor BOR-60.

Velké jaderné elektrárny se staví také v řadě rozvojových zemí (Indie, Pákistán atd.).

Na 3. mezinárodní vědeckotechnické konferenci o mírovém využití atomové energie (1964, Ženeva) bylo konstatováno, že rozšířený rozvoj jaderné energetiky se pro většinu zemí stal klíčovým problémem. 7. světová energetická konference (WIREC-VII), která se konala v Moskvě v srpnu 1968, potvrdila relevanci problémů výběru směru rozvoje jaderné energetiky v další fázi (podmíněně 1980-2000), kdy se jaderné elektrárny stanou jedním z hlavních výrobců elektřiny.

Energie jaderné reakce je soustředěna v jádře atomu. Atom je malá částice, která tvoří veškerou hmotu ve vesmíru.

Množství energie z jaderného štěpení je obrovské a lze ji využít k vytvoření elektřiny, ale nejprve se musí uvolnit z atomu.

Získání energie

Využití energie z jaderné reakce probíhá prostřednictvím zařízení, které může řídit atomové štěpení k výrobě elektřiny.

Palivem používaným pro reaktory a výrobu energie jsou nejčastěji pelety prvku uranu. V jaderném reaktoru jsou atomy uranu nuceny se rozpadat. Když se rozdělí, atomy uvolní drobné částice zvané štěpné produkty. Produkty štěpení působí na další atomy uranu, aby se oddělily – začíná řetězová reakce. Jaderná energie uvolněná z této řetězové reakce vytváří teplo. Teplo z jaderného reaktoru ho velmi zahřívá, takže se musí ochladit. Technologicky nejlepším chladivem je obvykle voda, ale některé jaderné reaktory používají tekutý kov nebo roztavené soli. Chladivo ohřáté z aktivní zóny produkuje páru. Pára působí na parní turbínu a roztáčí ji. Turbína je přes mechanický převod spojena s generátorem, který vyrábí elektřinu.
Reaktory jsou ovládány pomocí regulačních tyčí, které lze nastavit podle množství generovaného tepla. Řídicí tyče jsou vyrobeny z materiálu, jako je kadmium, hafnium nebo bor, aby absorbovaly některé produkty vzniklé jaderným štěpením. Tyčinky jsou přítomny během řetězové reakce, aby řídily reakci. Odstranění tyčí umožní, aby se řetězová reakce dále rozvinula a vytvořila více elektřiny.

Asi 15 procent světové elektřiny vyrábí jaderné elektrárny.

Spojené státy mají více než 100 reaktorů, ačkoli Spojené státy vyrábějí většinu elektřiny z fosilních paliv a vodní energie.

V Rusku je 33 energetických bloků v 10 jaderných elektrárnách – 15 % energetické bilance země.

Litva, Francie a Slovensko spotřebovávají většinu elektřiny z jaderných elektráren.

Jaderné palivo používané k výrobě energie

Uran je nejrozšířenějším palivem pro výrobu jaderné reakční energie. Atomy uranu se totiž poměrně snadno rozpadají. Specifický typ vyrobeného uranu, nazývaný U-235, je vzácný. U-235 tvoří méně než jedno procento světového uranu.

Uran se těží v Austrálii, Kanadě, Kazachstánu, Rusku, Uzbekistánu a před použitím musí být zpracován.

Vzhledem k tomu, že jaderné palivo lze použít k výrobě zbraní, výroba podléhá smlouvě o nešíření pro dovoz uranu nebo plutonia nebo jiného jaderného paliva. Smlouva podporuje mírové využívání paliva a zároveň omezuje šíření tohoto typu zbraní.

Typický reaktor spotřebuje asi 200 tun uranu ročně. Složité procesy umožňují část uranu a plutonia znovu obohatit nebo přepracovat. Tím se snižuje množství těžby, těžby a zpracování.

Jaderná energie a lidé

Jaderná jaderná energie vyrábí elektřinu, kterou lze použít k napájení domácností, škol, podniků a nemocnic.

První reaktor na výrobu elektřiny byl postaven v Idahu v USA a experimentálně se začal sám napájet v roce 1951.

V roce 1954 byla v Obninsku v Rusku vytvořena první jaderná elektrárna určená k poskytování energie lidem.

Konstrukce reaktorů pro získávání energie z jaderné reakce vyžaduje vysokou úroveň technologie a pouze země, které podepsaly smlouvu o nešíření jaderných zbraní, mohou získat požadovaný uran nebo plutonium. Z těchto důvodů se většina jaderných elektráren nachází ve vyspělých zemích světa.

Jaderné elektrárny produkují obnovitelné zdroje šetrné k životnímu prostředí. Neznečišťují ovzduší ani neprodukují emise skleníkových plynů. Mohou být postaveny v městských nebo venkovských oblastech a radikálně nemění prostředí kolem sebe.

Radioaktivní materiál z elektráren

Radioaktivní materiál v p Reaktor je bezpečný, protože je chlazen v samostatné konstrukci zvané chladicí věž. Pára se přemění zpět na vodu a může být znovu použita k výrobě elektřiny. Přebytečná pára se jednoduše recykluje do atmosféry, kde není škodlivá jako čistá voda.

Energie z jaderné reakce má však vedlejší produkt ve formě radioaktivního materiálu. Radioaktivní materiál je sbírka nestabilních jader. Tato jádra ztrácejí energii a mohou ovlivnit mnoho materiálů kolem sebe, včetně živých organismů a životního prostředí. Radioaktivní materiál může být extrémně toxický, způsobovat onemocnění, zvyšovat riziko rakoviny, krevních poruch a rozpadu kostí.

Radioaktivní odpad je to, co zbylo z provozu jaderného reaktoru.

Radioaktivní odpad zahrnuje ochranné oděvy pracovníků, nástroje a látky, které byly v kontaktu s radioaktivním prachem. Radioaktivní odpad má dlouhou životnost. Materiály jako oblečení a nástroje mohou zůstat radioaktivní po tisíce let. Vláda reguluje, jak se s těmito materiály nakládá, aby nekontaminovaly nic jiného.

Použité palivo a tyče jsou extrémně radioaktivní. Použité uranové pelety musí být skladovány ve speciálních kontejnerech, které vypadají jako velké bazény.Některé provozy skladují palivo, které používají, v nadzemních suchých skladovacích nádržích.

Voda ochlazující palivo nepřichází do kontaktu s radioaktivitou a je tedy bezpečná.

Jsou známé i takové, které mají trochu jiný princip fungování.

Využití jaderné energie a radiační bezpečnost

Kritici využívání jaderné reakční energie se obávají, že skladovací zařízení radioaktivního odpadu uniknou, prasknou nebo se zhroutí. Radioaktivní materiál by pak mohl kontaminovat půdu a podzemní vody v blízkosti místa. To může vést k vážným zdravotním problémům pro lidi a živé organismy v dané oblasti. Všichni lidé by se museli evakuovat.

To se stalo v Černobylu na Ukrajině v roce 1986. Výbuch páry v jedné z elektráren čtvrtého jaderného reaktoru ji zničil a vypukl požár. Vytvořil se oblak radioaktivních částic, které dopadaly na zem nebo se unášely větrem a částice vstoupily do koloběhu vody v přírodě jako déšť. Většina radioaktivního spadu dopadla v Bělorusku.

Ekologické důsledky černobylské katastrofy nastaly okamžitě. Kilometry kolem místa borový les vyschl a červená barva mrtvých borovic vynesla této oblasti přezdívku Red Forest. Ryby z nedaleké řeky Pripjať se staly radioaktivními a lidé je už nebudou moci jíst. Dobytek a koně zemřeli. Po katastrofě bylo evakuováno více než 100 000 lidí, ale počet lidských obětí z Černobylu je těžké určit.

Účinky otravy zářením se objevují až po mnoha letech. U nemocí, jako je rakovina, je obtížné určit zdroj.

Budoucnost jaderné energetiky

Reaktory využívají k výrobě energie štěpení nebo štěpení atomů.

Jaderná reakční energie může být také produkována fúzí nebo spojováním atomů dohromady. Ve výrobě. Slunce například neustále prochází jadernou fúzí atomů vodíku za vzniku hélia. Protože život na naší planetě závisí na Slunci, můžeme říci, že štěpení umožňuje život na Zemi.

Jaderné elektrárny zatím nemají schopnost bezpečně a spolehlivě vyrábět energii prostřednictvím jaderné fúze (fúze), ale vědci jadernou fúzi zkoumají, protože tento proces bude pravděpodobně bezpečný a nákladově efektivnější jako alternativní forma energie.

Energie jaderné reakce je obrovská a lidé ji musí využívat.

Úvod

V roce 1939 bylo možné poprvé rozdělit atom uranu. Uplynuly další 3 roky a v USA vznikl reaktor pro provádění řízené jaderné reakce. Pak v roce 1945 Atomová bomba byla vyrobena a testována v roce 1954. U nás byla uvedena do provozu první jaderná elektrárna na světě. Ve všech těchto případech byla využita obrovská energie rozpadu atomového jádra. Ještě větší množství energie se uvolňuje v důsledku fúze atomových jader. V roce 1953 byla v SSSR poprvé testována termonukleární bomba a člověk se naučil reprodukovat procesy probíhající na slunci. V současné době nelze jadernou fúzi využívat pro mírové účely, ale pokud to bude možné, lidé si budou poskytovat levnou energii na miliardy let. Tento problém byl za posledních 50 let jednou z nejdůležitějších oblastí moderní fyziky.

Jaderná energie se uvolňuje při rozpadu nebo fúzi atomových jader. Jakákoli energie – fyzikální, chemická nebo jaderná – se projevuje svou schopností vykonávat práci, vydávat teplo nebo záření. Energie v jakémkoli systému je vždy zachována, ale může být převedena do jiného systému nebo změněna ve formě.

Asi do roku 1800 bylo hlavním palivem dřevo. Energie dřeva se získává ze sluneční energie uložené v rostlinách během jejich života. Od průmyslové revoluce jsou lidé závislí na nerostných surovinách, jako je uhlí a ropa, jejichž energie také pocházela z uskladněné sluneční energie. Při spalování paliva, jako je uhlí, se atomy vodíku a uhlíku obsažené v uhlí spojují s atomy kyslíku ve vzduchu. Když se objeví vodný nebo oxid uhličitý, uvolňuje se vysoká teplota, ekvivalentní přibližně 1,6 kilowatthodinám na kilogram nebo přibližně 10 elektronvoltům na atom uhlíku. Toto množství energie je typické pro chemické reakce, které vedou ke změnám v elektronové struktuře atomů. Část energie uvolněné ve formě tepla stačí k udržení reakce.

Atom se skládá z malého, masivního, kladně nabitého jádra obklopeného elektrony. Jádro tvoří většinu hmotnosti atomu. Skládá se z neutronů a protonů (obecně nazývaných nukleony) spojených dohromady velmi silnými jadernými silami, mnohem většími než elektrické síly, které vážou elektrony k jádru. Energie jádra je určena tím, jak silně jsou jeho neutrony a protony drženy pohromadě jadernými silami. Nukleonová energie je energie potřebná k odstranění jednoho neutronu nebo protonu z jádra. Pokud se dvě lehká jádra spojí a vytvoří těžší jádro, nebo se těžké jádro rozdělí na dvě lehčí, obě uvolní velké množství energie.

Jaderná energie, měřená v milionech elektronvoltů, vzniká fúzí dvou lehkých jader, kdy se dva izotopy vodíku (deuterium) spojí v následující reakci:

V tomto případě vzniká atom helia o hmotnosti 3 amu. volný neutron a 3,2 MeV nebo 5,1 x 106 J (1,2 x 103 cal).

Jaderná energie se také vyrábí, když se těžké jádro (například jádro izotopu uranu-235) rozštěpí v důsledku absorpce neutronu:

Výsledkem je rozpad na cesium-140, rubidium-93, tři neutrony a 200 MeV, neboli 3,2 10 16 J (7,7 10 8 cal). Reakce jaderného štěpení uvolňuje 10 milionkrát více energie než podobná chemická reakce.

Jaderná fůze

K uvolnění jaderné energie může dojít na spodním konci energetické křivky, když se dvě lehká jádra spojí do jednoho těžšího. Energie vyzařovaná hvězdami, jako je Slunce, je výsledkem stejných fúzních reakcí v jejich hlubinách.

Při obrovském tlaku a teplotě 15 milionů stupňů C 0. Tam existující vodíková jádra se spojí podle rovnice (1) a jejich syntézou vznikne sluneční energie.

Jaderná fúze byla poprvé dosažena na Zemi na počátku 30. let 20. století. V cyklotronu - urychlovači elementárních částic - probíhalo bombardování jader deuteria. V tomto případě se uvolnila vysoká teplota, nicméně tuto energii nebylo možné využít. V 50. letech 20. století bylo při testech termonukleárních zbraní ve Spojených státech, Sovětském svazu, Velké Británii a Francii prokázáno první velké, ale nekontrolované uvolnění fúzní energie. Šlo však o krátkodobou a nekontrolovatelnou reakci, kterou nebylo možné využít k výrobě elektřiny.

Při rozpadových reakcích se neutron, který nemá elektrický náboj, může snadno přiblížit a reagovat se štěpitelným jádrem, jako je uran-235. Při typické fúzní reakci však mají reagující jádra kladný elektrický náboj a jsou proto odpuzována Coulombovým zákonem, takže síly způsobené Coulombovým zákonem musí být překonány, než se jádra mohou spojit. K tomu dochází při teplotě reakčního plynu - poměrně vysoké od 50 do 100 milionů stupňů C 0 . V plynu těžkých izotopů vodíku deuteria a tritia při této teplotě dochází k syntézní reakci:

uvolňuje přibližně 17,6 MeV. Energie se nejprve objeví jako kinetická energie helia-4 a neutronu, ale brzy se projeví jako vysoká teplota v okolních materiálech a plynu.

Pokud je při takto vysoké teplotě hustota plynu 10 -1 atmosfér (tj. téměř vakuum), pak aktivní helium-4 může předávat svou energii okolnímu vodíku. Je tak udržována vysoká teplota a jsou vytvořeny podmínky pro spontánní syntézu. Za těchto podmínek dochází k „jadernému vznícení“.

Dosažení podmínek pro řízenou termonukleární fúzi brání několik velkých problémů. Nejprve musíte zahřát plyn na velmi vysokou teplotu. Za druhé je nutné řídit počet reagujících jader po dostatečně dlouhou dobu. Za třetí, množství uvolněné energie musí být větší, než jaké bylo vynaloženo na teplo a omezit hustotu plynu. Dalším problémem je ukládání této energie a její přeměna na elektřinu.

Při teplotách dokonce 100 000 C 0 jsou všechny atomy vodíku zcela ionizovány. Plyn se skládá z elektricky neutrální struktury: kladně nabitá jádra a záporně nabité volné elektrony. Tento stav se nazývá plazma.

Plazma je dostatečně horká pro fúzi, ale nelze ji nalézt v běžných materiálech. Plazma by se velmi rychle ochladilo a stěny nádoby by se teplotním rozdílem zničily. Protože se však plazma skládá z nabitých jader a elektronů, které se spirálovitě pohybují kolem magnetických siločar, může být plazma obsaženo v oblasti omezené magnetickým polem, aniž by reagovalo se stěnami nádoby.

V jakémkoli zařízení pro řízenou fúzi musí uvolněná energie překročit energii potřebnou k omezení a zahřátí plazmy. Tato podmínka může být splněna, když doba zadržení plazmy ta jeho hustota n překročí přibližně 10 14 . Vztahy tn > 10 14 se nazývá Lawsonovo kritérium.

Od roku 1950 bylo ve Spojených státech, SSSR, Velké Británii, Japonsku a jinde testováno mnoho schémat zadržování magnetické plazmy. Byly pozorovány termonukleární reakce, ale Lawsonovo kritérium zřídka překročilo 10 12 . Nicméně jedno zařízení, „Tokamak“ (tento název je zkratkou ruských slov: TOroidální KOMORA s magnetickými cívkami), původně navržené v SSSR Igorem Tammem a Andrejem Sacharovem, začalo dávat dobré výsledky na počátku 60. let.

Tokamak je toroidní vakuová komora obsahující cívky, které vytvářejí silné toroidní magnetické pole. Uvnitř této komory je pomocí silných elektromagnetů udržováno toroidní magnetické pole o síle přibližně 50 000 Gaussů. Cívky transformátoru vytvářejí v plazmatu podélný tok několika milionů ampér. Uzavřené siločáry magnetického pole stabilně omezují plazma.

Na základě úspěchu malého experimentálního Tokamaku byla na počátku 80. let v několika laboratořích postavena dvě velká zařízení, jedno na Princetonské univerzitě ve Spojených státech a jedno v SSSR. V Tokamaku vzniká vysoká teplota plazmatu v důsledku uvolňování tepla v důsledku odporu silného toroidního toku a také dodatečným ohřevem při zavedení neutrálního paprsku, což by mělo společně vést k vznícení.

Další možný způsob získat energii fúze - také setrvačných vlastností. V tomto případě je palivo - tritium nebo deuterium - obsaženo v malé kouli, bombardované z několika stran pulzním laserovým paprskem. To způsobí, že koule exploduje a vytvoří termonukleární reakci, která zapálí palivo. Několik laboratoří ve Spojených státech a jinde v současné době zkoumá tuto možnost. Pokrok ve výzkumu fúze je slibný, ale výzva k vytvoření praktických systémů pro udržitelnou fúzní reakci, která produkuje více energie, než spotřebuje, zůstává nevyřešena a bude vyžadovat mnohem více času a úsilí.