Радиоактивность

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

где означает излучение фотона, а - - распад по схеме

                                                         Z           (Z+1)+e +v.

Здесь Z  определяет заряд ядра, так что при распаде  происходит к следующему элементу таблицы  Менделеева с тем же А, е- электрон и v-электронное антинейтрино. Необходимо отметить   также, что изотопы А₁, А₂, получающиеся в процессе деления, как правило, являются радиоактивными с временами полураспада от года  до сотен тысяч лет, так что отходы атомных электростанций, представляющие собой выгоревшее топливо, очень опасны и требуют специальных мер для хранения. Здесь возникает проблема геологического хранения, которое должно обеспечить надёжность на миллионы лет вперёд. Несмотря на очевидную пользу атомной энергетики, основанной на работе ядерных реакторов в критическом режиме, она имеет и серьезные недостатки. Это, во-первых, риск аварий, аналогичных Чернобыльской, и, во-вторых, проблема радиоактивных отходов. Предложение использовать для атомной энергетики реакторы, работающие в подкритическом режиме, полностью разрешает первую проблему и в значительной степени облегчает решение второй.

Ядерный реактор  в подкритическом режиме как усилитель  энергии. 

Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный коэффициент  размножения нейтронов k_эф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N_0. Тогда каждый нейтрон (за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в k_эф) вызовет деление, которое даст дополнительный поток N₀k²_эф. Каждый нейтрон из этого числа снова произведёт в среднем k_эф нейтронов, что даст дополнительный поток N₀k_эф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается равным

                                N = N₀ ( 1 + k_эф + k²_эф + k³_эф + ...) = N₀ kⁿ _эф .

Если k_эф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением критического поведения процесса в этом случае. Если же k_эф < 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

                                                          

Выделение энергии  в единицу времени ( мощность ) тогда  определяется выделением энергии в  процессе деления,

                                                  

где к <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 N₀. 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 ( 10⁹ 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

нейтронах. Удобно представить поток нейтронов через ток ускорителя

                                                            

где е- заряд  протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы выражаем энергию  в электрон-вольт, это значит, что  мы берём представление Е = еV, где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии в виде 

Наконец удобно представить мощность установки в виде

                        

где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по известной формуле  есть мощность пучка ускорителя: P₀ = VI, а R₀ в предыдущей формуле есть коэффициент для k_эф = 0,98,что обеспечивает надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем . Мы получили коэффициент усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность ускорителя r_у и КПД тепловой электростанции r_э. Тогда R=r_yr_эR₀. Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ   r_y = 0,43. Эффективность производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный коэффициент усиления R = r_y r_э R₀ = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо, потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции не существует. 
 
 
 
 
 
 
 

Принцип построения атомной  энергетики. 

 Как  известно, все в мире состоит  из молекул, которые

представляют  собой сложные комплексы взаимодейст-

вующих  атомов. Молекулы - это наименьшие частицы

вещества, сохраняющие его свойства. В состав молекул

входят  атомы различных химических элементов. 

Химические  элементы состоят из атомов одного типа.

Атом, мельчайшая частица химического элемента, сос-

тоит  из "тяжелого" ядра и вращающихсявокруг  электро-

нов. 

Ядра  атомов образованы совокупностью положительно

заряженных протонов и нейтральных нейтронов.

Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются

в ядрахкороткодействующими силами притяжения,

возникающими  за счет обменов мезонами,

частицами меньшей массы.

Ядро  элемента X обозначают как    или X-A, например уран U-235 -  , 

где Z - заряд ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра, A - массовое число ядра, равное

суммарному  числу протонов и нейтронов.  

Ядра  элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами (например, уран

имеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var - изобарами.  
 

Ядра  водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и одиночные  ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать автономно вне  ядерных структур. Такие ядра или иначе элементарные частицы, двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят участвовать в реакции. При этом частицы могут захватываться ядрами, либо после столкновения - менять направление движения, отдавать ядру часть кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными реакциями. Реакция без проникновения внуть ядра называется упругим рассеянием.  

После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоянии. "Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими способами - испустить какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две неравные части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата, неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона или альфа-частицы. 

Дополнительная  энергия, освобождаемая при ядерных  превращениях, часто имеет вид  потоков гамма-квантов. 

Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции данного типа.

 Деление тяжелых ядер происходит  при захвате

нейтронов. При этом испускаются  новые частицы

и освобождается  энергия связи ядра, передаваемая

осколкам  деления.  Это фундаментальное  явление

было  открыто в конце 30-ых годов немецкими уче-

ными  Ганом и Штрасманом, что заложило основу

для практического  использования ядерной энергии.  

Ядра  тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно поглощают  тепловые нейтроны. После акта захвата  нейтрона, тяжелое ядро с вероятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые осколками или продуктами деления. При этом испускаются - быстрые нейтроны/ (в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно заряженные бета-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и других частиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение составляющих вещество атомов и молекул, т.е. на разогревание окружающего вещества.  

После акта деления ядер рожденные при  делении осколки ядер, будучи нестабильными, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений и  с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое  число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны некоторые осколки обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны.  

Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых  ядер с освобождением ядерной  энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе.Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.  

Вдоль топливных элементов двигается  теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается  по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура. 

Перенос тепла и движения его носителей  можно представить в виде простой  схемы: 

1.Реактор 

2.Теплообменник,  парогенератор

3.Паротурбинная  установка 

4.Генератор 

5.Конденсатор 

6.Насос 

Развитие  индустриального общества опирается  на постоянно растущий уровень производства и потребления

различных видов энергии. 

Как известно, в основе производства тепловой и  электрической энергии лежит процесс сжигания ископаемых

энергоресурсов -  

• угля 
• нефти
• газа

 

а в  атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при поглощении нейтронов.  

Масштаб добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов, потребления воды, воздуха  для производства необходимого человечеству количества энергии огромен, а запасы ресурсов, увы, ограничены. Особенно остро стоит проблема быстрого исчерпания запасов органических природных энергоресурсов.

                                                                    1 кг природного урана заменяет 20 т угля. 

Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q - единица тепловой энергии, равная Q=2,52*1017 ккал = 36*109 тонн условного топлива /т.у.т/, т.е. топлива с калорийностью 7000 ккал/кг, так что запасы энергоресурсов составляют 12,8*1012 т.у.т. 

Из этого  количества примерно 1/3 т.е. ~ 4,3*1012 т.у.т. могут быть извлечены с использованием современной техники при умеренной  стоимости топливодобычи. С другой стороны современнные потребности  в энергоносителях составляют 1,1*1010 т.у.т./год, и растут со скоростью 3-4% в год, т.е. удваиваются каждые 20 лет.