Радиоактивность

Легко оценить, что органические ископаемые ресурсы, даже если учесть вероятное  замедление темпов роста энергопотребления, будут в значительной мере израсходованы  в будущем веке. 

Отметим кстати, что при сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих сернистостью около 2,5 %, ежегодно образуется до 400 млн.т. сернистого газа и окислов азота, т.е. около 70 кг. вредных веществ на каждого жителя земли в год. 

Использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики снимает остроту этой проблемы. 

Действительно, открытие деления тяжелых ядер при  захвате нейтронов, сделавшее наш  век атомным, прибавило к запасам  энергетического ископаемого топлива  существенный клад ядерного горючего. Запасы урана в земной коре оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого богатства находится в рассеяном состоянии - в гранитах, базальтах. В водах мирового океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно немного. Поэтому массу ресурсов урана,которую можно добыть при современной технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн естественного урана. Так что эти запасы позволяют, как сказал академик А.П.Александров, "убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически на неограниченное время". 

Другая  важная проблема современного индустриального  общества - обеспечение сохранности  природы, чистоты воды, воздушного бассейна. 

Известна  озабоченность ученых по поводу "парникового  эффекта", возникающего из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического  топлива, и соответствующего глобального  потепления климата на нашей планете. Да и проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления рек приблизились во многих районах к критической черте. 

Атомная энергетика не потребляет кислорода  и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены. 

Чрезвычайно важным обстоятельством является тот  факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива. 

Ядерные реакторы делятся на несколько групп: 

в зависимости  от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые;

по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;

по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;

по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.  

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются: 

водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,

уран-графитовые реакторы с кипящей водой или  охлаждаемые углекислым газом,

тяжеловодные  канальные реакторы и др .  

В будущем  будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые  жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-235. 

Реакторы  с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.  

Реакторы  с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.  
 

Ядерный синтез завтра.

  “На  завтра” планируется, прежде  всего создание следующего поколения токамаков, в которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. С этой целью в ИАЭ имени И.В.Курчатова и НИИ электрофизической аппаратуры имени Д.В.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (ОТР).

 В  ОТР ставится целью само поддержание реакции на таком уровне, чтобы отношение полезного выхода энергии к затраченной (обозначается Q) было больше или по крайней мере равно единице: Q=1. Это условие — серьёзный этап отработки всех элементов системы на пути создания коммерческого реактора с Q=5. По имеющимся оценкам, лишь при этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, когда окупаются затраты на все обслуживающие процессы, включая и социально-бытовые затраты. А пока что на американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4.

 Существуют  также и другие проблемы. Например, первая стенка — то есть  оболочка тороидальной вакуумной  камеры — самая напряжённая,  буквально многострадальная часть  всей конструкции. В ОТР её  объём примерно 300 м³, а площадь поверхности около 400 м². Стенка должна быть достаточно прочной, чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без значительного перепада температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы.

 Планируется  установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующее поколение токамаков после JET и Т-15.

NET предполагалось  соорудить в течение 1994-1999 годов.  Первый этап исследований планируется  провести за 3-4 года.

 Говорят  и о следующем поколении после  NET — это уже “настоящий” термоядерный  реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных установок.