1.4 Ядерная энергия. При использовании в атомных реакторах урана массой 1 кгСколько тонн урана на АЭС и что происходит: mikle16291 сборки расположены в общем бассейне выдержки сразу же за пределами внешней оболочки реактора № 4. 32 из 514 топливных сборок в бассейне на реакторе № 3 содержат МОХ (смесь урана и плутония). Таким образом на территории АЭС всего 14 тысяч 195 ТВЭЛов по 135 килограммов урана (и плутония) в каждом. Всего почти ДВЕ ТЫСЯЧИ ТОНН !!! В ДЕСЯТЬ РАЗ БОЛЬШЕ, чем в рванувшем 4-м блоке у нас. И эти тысячи тонн находились до аварии в дюжине разных мест - в реакторах, бассейнах над ними и рядом с блоком №4. Теперь изучим снимки блока №4. Выше - сразу после взрыва-пожара. Внизу - вчерашние снимки (17 марта). Как видим на первом верхнем - вынесло отнюдь не крышу, как при взрыве скопившегося водорода - она лишь просела, сохранив даже некоторую цельность. А вот боковую стену на уровне бассейна выдержки вынесло напрочь. Кстати, на этом же уровне дыра и в блоке №2. Слева направо блоки №4, 3, 2, 1.На схеме бассейны выдержки окрашены голубым над реактором:А теперь зададимся простым вопросом после просмотра уже полностью разрушенных блоков №3 и №4 на вчерашнем фото. Что стало причиной такого разрушения и что стало со 143 тоннами урана и плутония в 1062 ТВЭЛах, хранившихся в бассейнах разрушенных энергоблоков? И где сами бассейны, если остовы просматриваются насквозь? Ниже подробнее о том, что это за японская атомная кухня. Мне по крайней мере теперь понятно, почему японцы любят кушать рыбку фуга. Чуть ошибся - и здравствуйте, духи предков. Вариант русской рулетки в масштабах страны. Подавляющее большинство топливных сборок на проблемных реакторах находятся в бассейнах выдержки, а не самих реакторах. Вода в бассейнах либо выкипает или же утекает из дыр, или вовсе бассейны разрушены, попытки же добавления воды терпят неудачи. Хотя отработанные топливные стержни генерируют значительно меньше тепла, чем в реакторе, они все равно плавятся, излучая чрезвычайно высокий уровень радиации.Очень высокие уровни излучения над бассейнами выдержки, указывают на то, что вода в бассейнах глубиной 13 метров ушла настолько, что топливные сборки высотой более 4-х метров, оголились и начали плавиться. Сборки отработанных топливных стержней излучают меньше тепла, чем новые сборки внутри активной зоны работающего реактора, но выделяют при этом достаточно тепла и радиоактивности, поэтому они должны быть покрытыми 9-метровым слоем циркулирующей воды, для предотвращения чрезмерного разогрева. А теперь посчитайте сами объем воды для заполнения бассейна. Я уже не говорю о ее замене на холодную. 13- метровый слой воды и более полутысячи ТВЭЛов в каждом. Это не десятки и не сотни - более тысячи тонн воды. Какие там пожарные машины? Какие 64 тонны, разбрызганные с вертолета? Если «субкритичность» имеет место, уран начинает разогреваться. Если происходит большое количество делений, что может произойти только в крайнем случае, уран будет проплавляться через все что под ним расположено. Если при этом на его пути встретится вода, то произойдет паровой взрыв и разброс расплавленного урана. Это и есть Чернобыль. Каждая сборка имеет либо 64 крупных топливных стержня или 81 несколько меньших топливных стержня, в зависимости от поставщика, который ее поставляет. Типичные сборки в общей сложности содержат примерно 135 килограммов урана. Одной большой проблемой для японских чиновников является то, что реактор № 3, бывший в четверг основной целью вертолетов и водометов, использует новые и различные виды топлива. Он использует смесь оксидов, или MOX-топливо, которое содержит смесь урана и плутония, и может выделять более опасный радиоактивный шлейф, при рассеивании во время пожара или взрыва. Япония надеется решить проблему накопления отработавшего топлива с помощью крупномасштабного плана по переработке стержней в топливо, которое будет возвращать его в ядерную программу. Но, еще до землетрясения в пятницу, этот план был подвержен многочисленным неудачам.Чтобы завершить процесс переработки ядерного топлива, Япония также построила Мондзю, реактор на быстрых нейтронах, который начал работать в полном объеме в 1994 году. Однако через год, после пожара от утечки натрия, завод был закрыт.Несмотря на подозрения в том, что оператор, полугосударственное японское агентство по атомной энергии, скрыло серьезность аварии, Мондзю снова начал работать на неполную мощность, достигнув критичности, или устойчивой ядерной цепной реакции в реакторе, в мае. Еще одно предприятие ядерной переработке в Tokaimura было закрыто в 1999 году, после того как в результате аварии с экспериментальным реактором на быстрых нейтронах, сотни людей поблизости были облучены, а двое рабочих погибли. Использованы материалы:из статьи KEITH BRADSHER и HIROKO TABUCHI/ Оригинал публикации www.nytimes.com/2011/03/18/world/asia/18spent.html Фото: "мы находимся где-то на полпути между катастрофой и огромной катастрофой" http://forum.ixbt.com/topic.cgi?id=64:2968-12http://nnm.ru/blogs/oldustas/opasnost_ot_basseynov_vyderzhki_pereveshivaet_ugrozu_ot_reaktorov/и из моих более ранних материалов. .mikle1.livejournal.com 1.4 Ядерная энергияЯдерная энергия деления атомов тяжелых металлов уже широко используется во многих странах. В некоторых странах доля этого вида энергии достигает 70 % (Франция, Япония). Вероятно в ближайшие 50–100 лет ядерная энергия деления будет составлять серьезную конкуренцию свеем другим видам энергии, используемой человечеством. Мировые запасы урана, основного носителя ядерной энергии деления, составляет более 5 млн. тонн. Это означает, что запаса ядерной энергии на порядок больше, чем запасов всех ископаемых невозобновляемых источников энергии. Ядра атомов состоят из двух элементарных частиц, протонов и нейтронов. Совокупность протонов и нейтронов образуют массовое число, состоящее из количества протонов и количества нейтронов в ядре атома: А = Zp + Zn, где Zp – количество протонов в ядре, Zn– количество нейтронов. Масса элементарных частиц измеряется в атомных единицах массы (аем) и в килограммах. Физикам известны с большой точностью массы основных элементарных частиц. В частности, масса протона: mp = 1.007276 аем = 1.672623·10-27 кг; масса нейтрона: mn = 1.008664 аем = 1.674928·10-27 кг. Разница между массой протона и нейтрона невелика, но заметна. Масса электрона, определенное количество которых образуют электронное облако вокруг ядра, примерно в 1823 раза меньше массы протона или нейтрона, поэтому их влиянием, как правило, пренебрегают, по крайней мере, в прикидочных расчетах. Собранные в ядре атома протоны и нейтроны образуют энергию связи ядра: EСВЯЗИ= (mp∙ Zp + mn∙ Zn – mЯДРА)∙c2. Эта формула дает энергию в Дж, если масса приведена в килограммах. Из формулы видно, что энергия связи образуется за счет разности между массой ядра и массой отдельных составляющих ядра (за счет так называемого дефекта массы). При делении ядра происходит выделение этой энергии. Ядра всех элементов подразделяются на: — стабильные или псевдостабильные, у которых время полураспада более миллиона лет; — делящиеся спонтанно, нестабильные с периодом полураспада менее миллиона лет. Однако, существуют элементы, ядра которых допускают искусственное деление, если их ядра подвергаются бомбардировке нейтронами, Эти нейтроны, проникая в ядро, превращают его в нестабильное и вызывают его искусственное деление. В настоящее время используют для целей энергетики три варианта такого искусственного деления: 1. Использование U235и медленных (тепловых) нейтронов. Тепловые нейтроны имеют скорость движения не более 2000 м/с. 2. Использование Pu239илиU233и медленных (тепловых) нейтронов. ПлутонийPu239и уранU233, в природе не встречаются и получаются искусственным путем при реализации третьего способа. 3. Использование U238и быстрых нейтронов со скоростью движения порядка 30 000 м/с. Возможно также использованиеTh332(ториевый цикл). Для обеспечения непрерывного деления ядер необходима так называемая цепная реакция деления. Для возникновения цепной реакции необходимо, чтобы в каждом последующем акте деления участвовало больше нейтронов, чем в предыдущем. Делящиеся ядерные топлива являются однокомпонентными. Тепловые нейтроны поглощаются делящимися изотопами наиболее интенсивно. Поэтому в атомных реакторах нейтроны замедляются в специальных веществах-замедлителях — в воде, тяжелой воде, графите, бериллии и др. Природный уран, добываемый из земной коры, содержит только 0,712% U235, делящегося при захвате тепловых нейтронов. Остальную массу составляетU238. Это приводит к необходимости обогащать природный уран добавлением в негоU235от 1 до 5% для реакторов атомных электростанций. Рассмотрим процесс получения ядерной реакции деления по первому варианту. В общем случае формула расчета дефекта массы следующая: , где mU— масса ядра урана,mД— масса всех продуктов деления,mn— масса нейтрона. При такой ядерной реакции выделяется энергия W = ΔM∙c2. Теоретические расчеты и опыт показали, что при использовании U235и поглощении его атомом одного медленного нейтрона появляется два атома продуктов деления и три новый нейтрона. В частности, могут появиться барий и криптон. Реакция имеет следующий вид: . Дефект массы в относительных единицах равен . Массы всех участвующих в реакции элементов равны: МU = 235.043915,MBa = 140.907596,MKr = 91.905030,mn = 1.008664, все величины в аем. Дефект массы равен:
Таким образом, при расщеплении 1 кг U235дефект массы составит 0,000910 кг. Выделяемая при этом энергия равна W= 0,000910∙(3∙108)2= 8190∙1010Дж = 8,19∙107МДж. Энергетический блок мощностью 1000 МВт за год вырабатывает электрической энергии W Е = 103∙106∙3600∙8760 = 3,154∙1016Дж или 3,154∙1010МДж. При КПД блока η = 0,4 потребуется в год урана-235: кг. Для сравнения определим потребность в антраците = 2,25 млн. тонн. Расчеты произведены для чистого урана-235. Если природный уран обогащается до 3%, общая масса урана составит M= 962,8/0,03 = 32 093 кг. Кроме того, на практике используется не металлический уран, который имеет недостаточно высокую температуру плавления, а двуокись урана UO2. Рассчитаем общую потребность обогащенного ядерного топлива с использованием двуокиси урана для обеспечения работы энергетического блока мощностью 1000 МВт в течение года. С учетом массы кислорода, доля которого приблизительно равна отношению: 2∙16/238 = 0,134, общая масса ядерного топлива составит: МЯТ= 32093∙(1 + 0,314) = 36400 кг = 36,4 тонн. Легко видеть, что разница в массах органического топлива и ядерного топлива, потребных для производства одного и того же количества энергии колоссальна. Ранее отмечалось, что основную массу природного урана составляет уран-238, который практически не реагирует на медленные нейтроны, но хорошо взаимодействует с быстрыми нейтронами. При этом становится возможной следующая ядерная реакция:
далее плутоний-239 частично распадается с выделением энергии
и частично накапливается. Накопленный плутоний-239 может использоваться в качестве ядерного топлива в реакторе на медленных (тепловых) нейтронах. С помощью такой реакции многократно (почти в 100 раз) повышается эффективность использования природного урана. В реакторах на быстрых нейтронах возможна организация ториевого цикла с использованием тория-232. Запасы тория в природе превышают запасы урана в 4–5 раз. В результате захвата теплового нейтрона природным торием-232 образуется делящийся изотоп уран-233, который может сжигаться на месте или накапливаться для последующего использования в реакторах на тепловых нейтронах:
Ториевая энергетика, в отличие от урановой, не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы. Это важно как с экологической точки зрения, так и с точки зрения нераспространения ядерного оружия. Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на урановом, поскольку ториевые реакторы не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируемую цепную реакцию. Однако до промышленного применения реакторов с ториевым циклом пока еще далеко. Энергия термоядерного синтеза. При слиянии легких ядер (водород и его изотопы, гелий, литий и некоторые другие) масса ядра после слияния получается меньше суммы масс отдельных ядер до слияния. В результате также получается дефект массы и, как следствие выделение энергии. Привлекательность использования этой энергии обусловлена практически неисчерпаемыми запасами сырья для ее осуществления. Для осуществления термоядерного синтеза необходимы сверхвысокие температуры порядка 107ºKи выше. Необходимость сверхвысоких температур обусловлена тем, что из-за сильного электростатического отталкивания ядра в процессе теплового движения могут сблизиться на малые расстояния и прореагировать только при достаточно большой кинетической энергии их относительного движения. В естественных условиях термоядерные реакции происходят в недрах звезд, являясь основным источником излучаемой ими энергии. Искусственная термоядерная реакция получена только в виде неуправляемого взрыва водородной бомбы. В то же время в течение многих лет ведутся работы по управляемому термоядерному синтезу. Существуют два направления реализации проекта получения полезной энергии на основе управляемой реакции термоядерного синтеза. Первое направление связано с использованием тороидальной камеры, в которой магнитное поле сжимает ядра сливающихся элементов, нагретых до нескольких миллионов градусов. В целом устройство называется ТОКАМАК (расшифровывается как тороидальная камера с магнитными катушками). По этому пути идут европейские страны и Россия. Второе направление использует лазеры для нагрева и сжатия ядер. Так проект NIF-192, реализуемый в Ливерпульской национальной лаборатории в Калифорнии использует 192 лазера, которые расположены по окружности и своим одновременным излучением сжимает дейтерий и тритий. Результаты обнадеживающие, но не позволяющие сделать выводы о конкретных сроках получения ядерной энергии синтеза в практических целях. studfiles.net Ядерная энергия
Содержание1. Ядерная энергия 2. Ядерные реакторы на тепловых нейтронах 3. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах 4. Атомные электростанции 5. Атомная бомба 6. Термоядерный синтез 7. Аннигиляция 1. Ядерная энергия Ядерная энергия — энергия, содержащаяся в атомных ядрах и выделяемая при ядерных реакциях и радиоактивном распаде. По прогнозам, для обеспечения потребностей человечества в энергии органических топлив хватит на 4 - 5 десятилетий. В будущем основным энергоресурсом может стать солнечная энергия. На переходный период требуется источник энергии, практически неисчерпаемый, дешевый, возобновляемый и не загрязняющий окружающую среду. И хотя ядерная энергия не отвечает полностью всем перечисленным требованиям, она развивается быстрыми темпами и с нею связана наша надежда на решение глобального энергетического кризиса. Освобождение внутренней энергии атомных ядер возможно делением тяжелых ядер или синтезом легких ядер. Характеристика атома. Атом любого химического элемента состоит из ядра и вращающихся вокруг него электронов. Ядро атома состоит из нейтронов и протонов. В качестве общего названия протона и нейтрона используется термин нуклон. Нейтроны не имеют электрического заряда, протоны заряжены положительно, электроны - отрицательно. Заряд протона по модулю равен заряду электрона. Число протонов ядра Z совпадает с его атомным номером в периодической системе Менделеева. Число нейтронов в ядре за небольшим исключением больше или равно числу протонов. Масса атома сосредоточена в ядре и определяется массой нуклонов. Масса одного протона равна массе одного нейтрона. Масса электрона составляет 1/1836 массы протона. В качестве размерности массы атомов используется атомная единица массы (а.е.м), равная 1,66·10-27 кг. 1 а.е.м. приблизительно равна массе одного протона. Характеристикой атома является массовое число А, равное суммарному количеству протонов и нейтронов. Наличие нейтронов позволяет двум атомам иметь различную массу при одинаковых электрических зарядах ядра. Химические свойства этих двух, атомов будут одинаковыми; такие атомы называются изотопами. В литературе слева от обозначения элемента вверху пишут массовое число, а снизу – число протонов. 2. Ядерные реакторы на тепловых нейтронах В качестве ядерного топлива в таких реакторах используется изотоп урана с атомной массой 235. Природный уран представляет собой смесь трех изотопов: уран-234 (0,006%), уран-235 (0,711%) и уран-238 (99,283%). Изотоп уран-235 обладает уникальными свойствами - в результате поглощения нейтрона малой энергии получается ядро урана-236, которое затем расщепляется - делится на две приблизительно равные части, называемые продуктами деления (осколками). Нуклоны исходного ядра распределяются между осколками деления, однако не все - в среднем 2-3 нейтрона при этом высвобождается. В результате деления масса исходного ядра полностью не сохраняется, часть ее превращается в энергию, главным образом в кинетическую энергию продуктов деления и нейтронов. Величина этой энергии для одного атома урана 235 равна около 200 МэВ. В активной зоне обычного реактора мощностью 1000 МВт содержится около 1 тыс.т урана, из которого только 3 - 4 % составляет уран-235. Ежесуточно в реакторе расходуется 3 кг этого изотопа. Таким образом, для снабжения реактора топливом ежесуточно должно перерабатываться 430 кг уранового концентрата, а это в среднем составляет 2150 т урановой руды В результате реакции деления в ядерном горючем образуются быстрые нейтроны. Если они взаимодействуют с соседними ядрами делящегося вещества и, в свою очередь, вызывают в них реакцию деления, происходит лавинообразное нарастание числа актов деления. Такая реакция деления называется цепной ядерной реакцией деления. Наиболее эффективны для развития цепной реакции деления нейтроны с энергией менее 0,1 кэВ. Их называют тепловыми, так как их энергия сопоставима со средней энергией теплового движения молекул. Для сравнения-энергия, которой обладают нейтроны, образующиеся при распаде ядер составляет 5 МэВ. Их называют быстрыми нейтронами. Для использования таких нейтронов в цепной реакции необходимо их энергию уменьшить (замедлить). Эти функции выполняет замедлитель. В веществах-замедлителях быстрые нейтроны рассеиваются на ядрах, и их энергия переходит в энергию теплового движения атомов вещества-замедлителя. В качестве замедлителя наиболее широко используется графит, жидкие металлы (теплоноситель 1-го контура). Быстрое развитие цепной реакции сопровождается выделением большого количества тепла и перегревом реактора. Для поддержания стационарного режима реактора в активную зону реактора вводятся регулирующие стержни из материалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны, например, из бора или кадмия. Кинетическая энергия продуктов распада преобразуется в теплоту. Теплота поглощается теплоносителем, циркулирующим в ядерном реакторе, и передается к теплообменнику (1-й замкнутый контур), где производится пар (2-й контур), который вращает турбину турбогенератора. Теплоносителем в реакторе служит жидкий натрий (1-й контур) и вода (2-й контур). 3. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах Уран-235 относится к невозобновляемым ресурсам и при использовании его полностью в ядерных реакторах он исчезнет навсегда. Поэтому привлекательным выглядит использование в качестве исходного топлива изотопа уран-238, встречающегося в гораздо больших количествах. Этот изотоп не поддерживает цепную реакцию под воздействием нейтронов. Но он может поглощать быстрые нейтроны, образуя при этом уран-239. В ядрах урана-239 начинается бета-распад и образуется нептуний-239 (не встречающийся в природе). Этот изотоп также распадается и превращается в плутоний-239 (не встречающийся в природе). Плутоний-239 даже в большей степени подвержен тепловой нейтронной реакции деления. В результате реакции деления в ядерном горючем плутоний-239 образуются быстрые нейтроны, которые вместе с ураном образуют новое горючее и продукты деления, выделяющие в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) теплоту. В результате из килограмма природного урана можно получить в 20-30 раз больше энергии, чем в обычных ядерных реакторах на уране-235. В современных конструкциях в качестве теплоносителя используют жидкий натрий. В этом случае реактор может работать при более высоких температурах, увеличивая тем самым термический КПД электростанции до 40%. Однако физические свойства плутония: токсичность, малая критическая масса для самопроизвольной реакции деления, воспламенение в кислородной среде, хрупкость и самонагрев в металлическом состоянии делают его трудным в производстве, обработке и обращении. Поэтому реакторы-размножители пока менее распространены, чем реакторы на тепловых нейтронах. 4. Атомные электростанции В мирных целях атомная энергия используется в атомных электростанциях. Доля АЭС в мировом производстве электроэнергии составляет около 14%. В качестве примера рассмотрим принцип получения электроэнергии на Воронежской АЭС. В активную зону реактора по каналам направляют под давлением 157 ATM (15,7 МПа) жидкий металлический теплоноситель с температурой на входе 571 К, который нагревается в реакторе до 595 К. Металлический теплоноситель направляется в парогенератор, в который поступает холодная вода, превращающаяся в пар с давлением 65,3 ATM (6,53 МПа). Пар подается на лопатки паровой турбины, которая вращает турбогенератор. В ядерных реакторах температура производимого пара существенно ниже, чем в парогенераторе ТЭС на органическом топливе. В результате термический КПД АЭС, работающих с водой в качестве теплоносителя, только 30%. Для сравнения, у электростанций, работающих на угле, нефти или газе он достигает 40%. Атомные электростанции используются в системах электро- и тепло-снабжения населения, а мини-АЭС на морских судах (атомоходы, атомные подводные лодки) для электропривода гребных винтов). 5. Атомная бомба В военных целях ядерную энергию используют в атомных бомбах. Атомная бомба является особым реактором на быстрых нейтронах, в котором происходит быстрая неуправляемая цепная реакция с большим коэффициентом размножения нейтронов. В ядерном реакторе атомной бомбы не предусматриваются замедлители. Размеры и масса устройства вследствие этого становятся небольшими. Ядерный заряд бомбы на уране-235 делится на две части, в каждой из которых цепная реакция невозможна. Для осуществления взрыва одна из половин заряда выстреливается в другую, а при их соединении почти мгновенно происходит взрывная цепная реакция. Взрывная ядерная реакция приводит к выделению огромной энергии. При этом достигается температура около ста миллионов градусов. Происходит колоссальный рост давления и образуется мощная взрывная волна. Первый ядерный реактор был пущен в Чикагском университете (США) 2 декабря 1942 года. Первая атомная бомба была взорвана 16 июля 1945 года в Нью-Мехико (г.Аламогордо). Она представляла собой устройство, созданное на принципе деления плутония. Бомба состояла из плутония, окруженного двумя слоями химического взрывчатого вещества с взрывателями. Первой атомной электростанцией, давшей ток в 1951 году, была АЭС EBR-1 (США). В бывшем СССР - Обнинская АЭС (Калужская обл, дала ток 27 июня 1954). Первая в СССР АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 12 МВт была пущена в 1969 году в городе Димитровграде. В 1984 году в мире работало 317 атомных электростанций суммарной мощностью 191 тысяча МВт, что составило на тот период 12% (1012 кВт-ч) мирового производства электроэнергии. Крупнейшей в мире АЭС по состоянию на 1981 год была АЭС "Библис"(ФРГ), тепловая мощность реакторов которой составляла 7800 МВт. 6. Термоядерный синтез Термоядерными реакциями называются ядерные реакции синтеза легких ядер в более тяжелые. Элементом, используемым при термоядерном синтезе, является водород. Главное преимущество термоядерного синетза - практически неограниченные ресурсы исходного сырья, которое может быть добыто из морской воды. Водород в том или ином виде составляет 90 % всего вещества. Топлива для термоядерного синтеза, содержащегося в мировом океане, хватит более чем на 1 млрд лет (солнечное излучение и человечество в солнечной системе просуществует ненамного дольше). Сырье для термоядерного синтеза, содержащееся в 33 км океанской воды эквивалентно по своему энергосодержанию всем ресурсам твердых топлив (на Земле воды в 40 миллионов раз больше). Энергия дейтерия, заключенного в стакане воды, эквивалентна сжиганию 300 литров бензина. Существует 3 изотопа водорода: их атомные массы -1,2 (дейтерий), 3 (тритий). Эти изотопы могут воспроизводить такие ядерные реакции, при которых суммарная масса конечных продуктов реакции меньше, чем суммарная масса веществ, вступивших в реакцию. Разница в массах, как и в случае реакции деления, составляет кинетическую энергию продуктов реакции. В среднем уменьшение массы вещества, участвующего в реакции термоядерного синтеза, на 1 а.е.м. соответствует выделению 931 МэВ энергии: h3+h3 = h4 + нейтрон +3,2 МэВ, h3+h3 = h4 + пpoтон +4,0 МэВ, h3+h4 = Не4 + нейтрон +17,б МэВ. Трития в природе практически нет. Его можно получить при взаимодействии нейтронов с изотопами лития: Li6+нейтрон = Не4+h4 + 4,8 МэВ. Слияние ядер легких элементов не происходит естественно (исключая процессы в космосе). Для того, чтобы заставить вступить ядра в реакцию синтеза требуются высокие температуры (порядка 107 -109К). При этом газ представляет собой ионизированную плазму. Проблема удержания этой плазмы представляет собой главное препятствие на пути использования этого метода получения энергии. Температура порядка 10 миллионов градусов характерна для центральной части Солнца. Именно термоядерные реакции являются источником энергии, обеспечивающим излучение Солнца и звезд. В настоящее время ведутся теоретические и экспериментальные работы по исследованию способов магнитного и инерционного удержания плазмы. Метод использования магнитных полей. Создается магнитное поле, которое пронизывает канал движущейся плазмы. Заряженные частицы, из которых состоит плазма, во время движения в магнитном поле подвергаются воздействию сил, направленных перпендикулярно движению частиц и линиям магнитного поля. Вследствие действия этих сил частицы будут двигаться по спирали вдоль линий поля. Чем сильнее магнитное поле, тем плотнее становится поток плазмы, изолируясь тем самым от стенок оболочки. Инерционное удержание плазмы. В реакторе осуществляются термоядерные взрывы с частотой 20 взрывов в секунду. Для реализации этой идеи частицу термоядерного топлива нагревают с помощью сфокусированного излучения 10 лазеров до температуры зажигания реакции синтеза за время, прежде- чем она успеет разлететься на заметное расстояние вследствие теплового движения атомов (10-9 с). Термоядерный синтез лежит в основе водородной (термоядерной) бомбы. В такой бомбе происходит самоподдерживающаяся термоядерная реакция взрывного характера. Взрывчатым веществом является смесь дейтерия и трития. В качестве источника энергии активации (источник высоких температур) используется энергия ядерной бомбы деления. Первая в мире термоядерная бомба была создана в СССР в 1953 году. В конце 50-х годов в СССР начались проработки идеи термоядерного синтеза в реакторах типа ТОКАМАК (тороидальная камера в магнитном поле катушки). Принцип работы заключается в следующем: тороидальная камера вакуумируется и заполняется газовой смесью дейтерия и трития. По смеси пропускается ток в несколько миллионов ампер. За 1-2 секунды температура смеси поднимается до сотен тысяч градусов. В камере образуется плазма. Дальнейший разогрев ее осуществляется инжекцией нейтральных атомов дейтерия и трития с энергией 100 - 200 кэВ. Температура плазмы поднимается до десятков миллионов градусов и начинается самоподдерживающаяся реакция синтеза. Через 10-20 минут в плазме накопятся тяжелые элементы из частично испаряющегося материала стенок камеры. Плазма остывает, термоядерное горение прекращается. Камеру нужно снова отключать и очистить от накопившихся примесей. Размеры тора при тепловой мощности реактора 5000 МВт следующие: Внешний радиус -10м; внутренний радиус - 2,5 м. Исследования по изысканию способа управления термоядерными реакциями, т.е. применению термоядерной энергии в мирных целях, развиваются с большой интенсивностью. В 1991 году на совместной европейской установке в Великобритании впервые было достигнуто значительное энерговыделение в ходе управляемого термоядерного синтеза. Оптимальный режим поддерживался в течение 2 секунд и сопровождался высвобождением энергии порядка 1,7 МВт. Максимальная температура составила 400 млн градусов. Термоядерный электрогенератор. При использовании дейтерия в качестве термоядерного топлива две трети энергии должно освобождаться в виде кинетической энергии заряженных частиц. Электромагнитными методами эта энергия может быть превращена в электрическую энергию. Электроэнергия может быть получена при стационарном режиме работы установки и импульсном. В первом случае получающиеся в результате самоподдерживающейся реакции синтеза ионы и электроны тормозятся магнитным полем. Ионный ток от электронного отделяется при помощи поперечного магнитного поля. КПД такой системы при прямом торможении будет около 50%, а остальная энергия перейдет в тепло. Термоядерные двигатели (не реализованы). Область применения: космические аппараты. Полностью ионизированная дейтериевая плазма при температуре 1 миллиард градусов Цельсия удерживается в виде шнура линейным магнитным полем катушек из сверхпроводников. Рабочее тело подается в камеру через стенки, охлаждая их, и нагревается, обтекая плазменный шнур. Осевая скорость истечения ионов на выходе из магнитного сопла 10000 км/с. В 1972 году на одном заседаний Римского клуба - организации, изучающей причины и занимающейся поиском решений проблем планетарного масштаба - прозвучал доклад, подготовленный учеными Э. фон Вайнцзеккером, А. Х.Ловинсом и произведший эффект разорвавшейся бомбы. Согласно данным, приведенным в докладе находящихся на планете источников энергии - угля, газа, нефти и урана - хватит до 2030 года. Для добычи угля, с которого можно будет получить энергии на 1 доллар, потребуется затратить энергию, стоимостью 99 центов. Урана-235, служащего топливом для атомных электростанций, в природе не так уж и мною: всего в мире 5% от общего количества урана, 2% из них приходится на Россию. Поэтому АЭС могут использоваться только во вспомогательных целях. Исследования ученых, пытавшихся получать энергию из плазмы на "ТОКАМАКах", остались по сей день дорогостоящими упражнениями. В 2000 году появились сообщения, что Европейское атомное сообщество (ЦЕРН) и Япония строят первый сегмент ТОКАМАКа. Спасением может оказаться не "мирный атом" АЭС, а "военный" – энергия термоядерной бомбы. Свое изобретение российские ученые назвали котел взрывного сгорания (КВС). В основе принципа действия КВС лежит взрыв сверхмалой термоядерной бомбы в специальном саркофаге - котле. Взрывы происходят регулярно. Интересно, что в КВС давление на стенки котла во время взрыва оказывается меньше, чем в цилиндрах обыкновенного автомобиля. Для безопасной работы КВС внутренний диаметр котла должен быть не менее 100 метров. Двойные стальные стенки и железнобетонная оболочка 30 метровой толщины будут гасить колебания. На сооружение его только высококачественной стали пойдет как на два современных военных линкора. Возводить КВС планируется 5 лет. В 2000 году в одном из закрытых городов России был подготовлен проект по строительству экспериментальной установки под "бомбу" в 2-4 килотонны ядерного эквивалента. Стоимость этого КВС - 500 миллионов долларов. Ученые подсчитали, что он окупится через год, и еще 50 лет будет давать практически бесплатные электроэнергию и тепло. По словам руководителя проекта, стоимость энергии, эквивалентной выделяемой при сжигании тонны нефти, будет менее 10 долларов. 40 КВГ способны удовлетворить потребности всей национальной энергетики. Сотня - всех стран Евразийского континента. 7. Аннигиляция В 1932 году был экспериментально обнаружен позитрон - частица с массой электрона, но с положительным зарядом. Вскоре было высказано предположение о существовании в природе зарядовой симметрии: а) у каждой частицы должна быть античастица; б) законы природы не изменяются при замене всех частиц соответствующими античастицами и наоборот. Антипротон и антинейтрон были открыты в середине 50-х годов. В принципе может существовать антивещество, состоящее из атомов, в ядра которых входят антипротоны и антинейтроны, а их оболочку образуют позитроны. Сгустки антивеществ космологических размеров составляли бы антимиры, но они не обнаружены в природе. Антивещество синтезировано лишь в лабораторных масштабах. Так, в 1969 году на Серпуховском ускорителе советские физики зарегистрировали ядра антигелия, состоящие из двух антипротонов и одного антинейтрона. Применительно к возможностям преобразования энергии антивещество примечательно тем, что при соприкосновении его с веществом происходит аннигиляция (уничтожение) с высвобождением колоссальной энергии (оба типа вещества исчезают, превращаясь в излучение). Так, электрон и позитрон, аннигилируя, порождают два фотона. Один вид материи – заряженные массивные частицы - переходит в другой вид материи - в нейтральные безмассовые частицы. Пользуясь соотношением Эйнштейна об зквивалентности энергии и массы (E=mc2), нетрудно рассчитать, что при аннигиляции одного грамма вещества возникает такая же энергия, какую можно получить при сжигании 10000 тонн каменного угля, а одной тонны антивещества было бы достаточно, чтобы обеспечить на год энергией всю планету. Астрофизики полагают, что именно аннигиляция обеспечивает гигантскую энергию квазизвездных объектов - квазаров. В 1979 году группе американских физиков удалось зарегистрировать наличие природных антипротонов. Их принесли космические лучи. Вам также могут быть интересны следующие материалы:Нравится Комментарии: Добавить комментарийyznaika.com Ядерный реактор     «Физика - 11 класс» Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер. Ядра урана, особенно ядра изотопа , наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Процессы в ядерном реакторе схематически изображены на рисунке: Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов. Основные элементы ядерного реактора На рисунке приведена схема энергетической установки с ядерным реактором. Основными элементами ядерного реактора являются: ядерное горючее (, и др.), замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.), теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.), и устройство для регулирования скорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор — вещества, которые хорошо поглощают нейтроны). Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей γ- лучение и нейтроны. Оболочку делают из бетона с железным заполнителем. Лучшим замедлителем является тяжелая вода. Обычная вода сама захватывает нейтроны и превращается в тяжелую воду. Хорошим замедлителем считается также графит, ядра которого не поглощают нейтроны. Критическая масса Коэффициент размножения k может стать равным единице лишь при условии, что размеры реактора и соответственно масса урана превышают некоторые критические значения. Критической массой называют наименьшую массу делящегося вещества, при которой еще может протекать цепная ядерная реакция. При малых размерах слишком велика утечка нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в котором располагаются стержни с ураном). С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально площади поверхности. Поэтому, увеличивая размеры системы, можно достичь значения коэффициента размножения k ≈ 1. Система будет иметь критические размеры, если число нейтронов, потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов, полученных в процессе деления. Критические размеры и соответственно критическая масса определяются типом ядерного горючего, замедлителем и конструктивными особенностями реактора. Для чистого (без замедлителя) урана , имеющего форму шара, критическая масса примерно равна 50 кг. При этом радиус шара равен примерно 9 см (уран очень тяжелое вещество). Применяя замедлители нейтронов и отражающую нейтроны оболочку из бериллия, удалось снизить критическую массу до 250 г. Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k > 1, а при полностью вдвинутых стержнях k < 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ. Реакторы на быстрых нейтронах Построены реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. Так как вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами, мала, то такие реакторы не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа . Преимущество реакторов на быстрых нейтронах в том, что при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива. Эти реакторы называются реакторами-размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал. Строятся реакторы с коэффициентом воспроизводства до 1,5. Это значит, что в реакторе при делении 1 кг изотопа получается до 1,5 кг плутония. В обычных реакторах коэффициент воспроизводства 0,6—0,7. Первые ядерные реакторы Впервые цепная ядерная реакция деления урана была осуществлена в США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942 г. В нашей стране первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял наш замечательный ученый Игорь Васильевич Курчатов.В настоящее время созданы различные типы реакторов, отличающихся друг от друга как по мощности, так и по своему назначению. В ядерных реакторах, кроме ядерного горючего, имеются замедлитель нейтронов и управляющие стержни. Выделяемая энергия отводится теплоносителем. Источник: «Физика - 11 класс», учебник Мякишев, Буховцев, Чаругин Физика атомного ядра. Физика, учебник для 11 класса - Класс!ная физика Методы наблюдения и регистрации элементарных частиц --- Открытие радиоактивности. Альфа-, бета- и гамма-излучения --- Радиоактивные превращения --- Закон радиоактивного распада. Период полураспада --- Открытие нейтрона --- Строение атомного ядра. Ядерные силы. Изотопы --- Энергия связи атомных ядер --- Ядерные реакции --- Деление ядер урана --- Цепные ядерные реакции --- Ядерный реактор --- Термоядерные реакции. Применение ядерной энергии --- Получение радиоактивных изотопов и их применение --- Биологическое действие радиоактивных излучений --- Краткие итоги главы --- Три этапа в развитии физики элементарных частиц --- Открытие позитрона. Античастицы Устали? - Отдыхаем!  Вверх class-fizika.ru |
|
|||||||||||||||||
|
|
|||||||||||||||||
|
