Атомная энергетика, атомные станции

Содержание: 1. Основы ядерной энергетики. 1 стр. 1 Способы получения энергии. 1 стр. 1.2 Спо собы организации реакции горения, цепные реакции 1 стр. 2. Взаимодействие нейтронов с ядерным веществом, реакция деления ядер. 2 стр. 1. Общие сведен ия о ядерных реакциях взаимодействия нейтронов с ядрами 2 стр. 2.2. Эффекти вные сечения ядерных реакций 3 стр. 2.3 Реакция радиационного захвата и ре акция рассеяния 3 стр. 2.3.1 Реакция рассеяния 4 стр. 2.3.2 Реакция поглощения (з ахвата) 4 стр. 2.4 Реакция деления ядер 5 стр. 2.4.1 Общая схема реакции деления 5 стр. 2.4.2 Энергетический баланс реакции деления 5 стр. 3 Сечение деления. 6 с тр. 4 Образование нейтронов 6 стр. 5 Запаздывающие нейтроны 7 стр. 3. Жизненный цикл нейтронов 3.1 Возможность цепной реакции 8 стр. 3.2 Основные характеристики цепной реа кции 8 стр. 3.2.1 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах 8 стр. 3.2.2 Веро ятность избежать радиационного захвата 9 стр. 3.2.3 Коэффициент теплового использования 10 стр. 3.2.4 Количество испускаемых U235 быстрых нейтронов 10 стр. 3.3 Жизненный цикл нейтронов 10 стр. 4. Принцип построения атомной энергетики. 4.1 Элементы ядерной физики 11 стр. 4.1.1 Строение атомов, ядер 11 стр. 4.1.2 Ядерные реакции 12 стр. 4.1.3 Деление ядер 13 стр. 4.1.4 Ядерный реактор 14 стр. 5.1 Проблемы р азвития энергетики 15 стр. 6.1 Классификация ядерных реакторов 18 стр. 6.1.2 Реа кторы с водой под давлением. 19 стр. 6.3.2 Кипящие реакторы 20 стр. Уран-графито вые реакторы 21 стр. 7. Список литературы. 22 стр. 1. ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 1.1 Способы получения энергии В наше время, с каждым годом возрастают потребности человечества в энерг ии. На получение необходимого количества энергии затрачивается пример но 30% производственных усилий человека. Совершенно очевидно, что полный з апас энергии в природе в соответствии с законом сохранения энергии не ме няется. Поэтому процесс получения энергии представляет собой перевод э нергии из связанной ( энергия покоя ) в свободную форму ( энергию относител ьного движения тел). Свободная энергия быстро рассеивается в пространст ве, поэтому ее можно использовать. Итак мы приходим к тому, что необходимо уметь вызывать процессы, которые приводят к убыли массы тел и эквивалентному выигрышу свободной энергии. Конечно, получать энергию можно лишь при условии существования достато чного количества топлива. Пусть микрочастицы вещества топлива находят ся в состоянии с энергией E1 и существует другое возможное состояние этих частиц с энергией E2 ( E1 > E2 ). В принципе есть возможность перехода во второе со стояние, но ему препятствует существование энергетического барьера, то есть некоторого необходимого промежуточного состояния с энергией E’ ( E ’ > E1 ). Таким образом процесс сжигания топлива должен быть инициирован не которым внешним возбуждением. 1.2 Способы организации реакции горения, цепные реакции Существует два способа возбуждения реакции горения топлива. Первый - исп ользование кинетической энергии столкновения частиц ( термоядерный пр оцесс ). Другой способ состоит в использовании энергии связи присоединяю щихся частиц. Для возбуждения такой реакции нужно направлять в топливо а ктивные частицы. Достаточно большое количество вещества может испытать превращение лиш ь при самоподдерживающейся цепной реакции. Цепная реакция обладает следующим важным свойством - акт реакции возбуж дается при поглощении частицы, а в результате ее должны появляться втори чные активные частицы. При ядерных превращениях носителем цепного процесса может служить ней трон, поскольку он не имеет электрического заряда и может беспрепятстве нно сближаться с атомными ядрами. Среди известных ядерных реакций лишь о дна обладает свойством цепных реакций. Это реакция деления тяжелых ядер , которые легко возбуждаются нейтроном и дают в среднем 2,5 на акт деления в торичных нейтронов. Основную трудность представляет собой не организа ция цепной реакции, а получение чистых делящихся веществ. Важной чертой цепных ядерных реакций является тот факт, что их скорости не зависят от т емпературы среды, что является их главным преимуществом перед процесса ми с тепловым возбуждением. 2. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С ЯДЕРНЫМ ВЕЩЕСТВОМ, РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР. 2.1. Общие сведения о ядерных реакциях взаимодействия нейтронов с ядрами В связи с вышесказанным совершенно очевидно, какое значение сегодня име ет использование ядерной энергии. Устройство, предназначенное для орга низации и поддержания цепной реакции деления ядер с целью получения эне ргии называется ядерным энергетическим реактором. В основе работы ядерного реактора лежат процессы взаимодействия нейтр онов с ядерным веществом, наиболее важными из которых являются - реакция деления ядер, реакция радиационного захвата (поглощения) и реакция рассе яния. деление (fission) n A поглощение (capture) рассеяние (scattaring) Ядерные реакции подчиняются законам квантовой механики, поэтому можно говорить лишь о вероятности протекания той или иной из них. Мерой вероят ности данного типа реакции является эффективное (микроскопическое) сеч ение. 2.2. Эффективные сечения ядерных реакций Рассмотрим тонкую пластинку, содержащую Nя ядер, на которую падает поток нейтронов со скоростью v и концентрацией n. Найдем количество реакций то го или иного типа. Пусть количество реакций равно R, тогда R = ( Nя ( (1) ( = n v - плотность потока нейтронов, ( - микроскопическое сечение взаимо действия. ( измеряется в барнах ( 1 б = 10-24 см2 ). Можно записать уравнение (1 ) для т рех основных ядерных реакций: Rf = ( Nя (f - реакция деления Rc = ( Nя (c - реакция радиационного захвата Rs = ( Nя (s - реакция рассеяния (total = (f + (c+ (s Вообще говоря, микроскопические сечения взаимодействия всех ре акций зависят от массового числа ядра и от энергии нейтрона. При этом вид зависимости ((EН) определяется тем, к какой области принадлежит энергия н ейтрона EН . В соответствии с этим принято делить область энергий на три ча сти: Область тепловых нейтронов, где E < 0,625 эВ; область промежуточных нейтро нов или резонансная область, где 0,625 эВ < E < 0.1 МэВ; область быстрых нейтронов, г де E > 0.1 МэВ; 2.3 Реакция радиационного захвата и реакция рассеяния Рассмотрим коротко два важных типа ядерных реакций - захвата (поглощен ия) и рассеяния , а затем перейдем к подробному описанию третьего - реакц ии деления ядер, которая необходима для поддержания цепной реакции. 2.3.1 Реакция рассеяния Существует два типа реакций рассеяния: упругое взаимодействие, при кото ром суммарная кинетическая энергия взаимодействующих нейтрона и ядра не меняется после реакции и неупругое взаимодействие, при котором часть кинетической энергии идет на возбуждение конечного ядра и затем испуск ается в виде (-кванта. E0 A E1 n A n E2 n n A A+1 ( A Нужно отметить, что реакция неупругого рассеяния происходит лишь при оп ределенных значениях энергии нейтрона (Eпор ( 0,1 МэВ), в то время как энергия упругого рассеяния возможна всегда. Значение реакции рассеяния в ядерной энергетике трудно переоценить, по скольку именно на ней основаны системы замедления нейтронов в реакторе. В качестве веществ-замедлителей обычно используют тяжелую и легкую вод у, графит. 2.3.2 Реакция поглощения (захвата) Данная реакция играет важную роль в физике реактора, поскольку она являе тся конкурирующей по отношению к реакции деления. ( n A A+1 A+1 В результате нейтрон выбывает из цепной реакции. (c зависит от энергии ней трона и от массового числа A. В области тепловых нейтронов сечение подчиняется закону (c(E) обратно проп орционально скорости нейтрона v (или квадратному корню из E). При увеличени и энергии нейтрона начинается резонансная область, в которой (c имеет мно жество максимумов и минимумов. 2.4 Реакция деления ядер Данная реакция наиболее специфична для ЯР. Схематично эту реакцию можно представить так: 2.4.1 Общая схема реакции деления n A1 (оск n A A+1 (мгн ( ( n n A2 (оск n ( ( Под действием нейтрона ядро тяжелого элемента делится на две части (ос колка) отношение масс которых обычно (для часто используемых элементов) близко к 95/140. Нуклиды, которые делятся нейтронами - это тяжелые нуклиды. Не которые из них делятся тепловыми нейтронами: U235, Pu239, Pu241 (в природе встречаетс я только U235, содержание которого в естественном U238 составляет 0.714%). Другие ну клиды, например, естественный уран, делятся только быстрыми нейтронами. Вообще говоря, процесс не протекает по строгой схеме, поскольку существу ет много вариантов деления на различные осколки. 2.4.2 Энергетический баланс реакции деления Рассмотрим энергетический баланс реакции деления. Пусть Eнач = 0.025 эВ - сре дняя энергия теплового движения при 200 С. Тогда Eвыдел= 200 МэВ. |продукт реакции |вид получаемой энергии|E, МэВ | |Кинетическая энергия ос колков |тепло |167 | |Кинетическая энергия ( |тепло |6 | |Кинетическая энергия n | тепло |5 | |Кинетическая энергия ( |тепло |8 | |Кинетическая энергия ( |энергия теряется |12 | 3 Сечение деления. Зависимость (f(E) имеет достаточно сложный вид, поскольку на кривую E- 1/2 накл адывается много резонансов. Если бы характер этой зависимости описывал ся формулой (f(E) = E-1/2, то график зависимости f(E) = (f E1/2 для U235 в области тепловых ней тронов имел вид прямой, параллельной оси абсцисс. Однако на практике эта зависимость имеет вид, с резонансом в точке E = 0,3 эВ. Сечения деления ядер нейтронами различных энергий можно определить по специальным таблицам. 4 Образование нейтронов Как видно из приведенной выше схемы, при реакции делен ия кроме новых яде р могут появляться (-кванты, (-частицы распада, (-кванты распада, нейтроны де ления и нейтрино. С точки зрения цепной ядерной реакции наиболее важным является образование нейтронов. Среднее число появившихся в результат е реакции деления нейтронов обозначают (f . Эта величина зависит от массов ого числа делящегося ядра и энергии взаимодействующего с ним нейтрона. о бразовавшиеся нейтроны обладают различной энергией (обычно от 0,5 до 15 Мэ В), что характеризуется спектром нейтронов деления. Для U235 среднее значен ие энергии нейтронов деления равно 1.93 МэВ. В п роцессе ядерной реакции могут появляться как ядра способствующие подд ержанию цепной реакции (те которые испускают запаздывающий нейтрон), так и ядра, оказывающие неблагоприятное воздействие на ее ход (если они обла дают большим сечением радиационного захвата). 2.4.5 Запаздывающие нейтроны Заканчивая рассмотрение реакции деления, нельзя не упомянуть о таком ва жном явлении как запаздывающие нейтроны. Те нейтроны, которые образуютс я не непосредственно при делении тяжелых нуклидов (мгновенные нейтроны ), а в результате распада осколков называются запаздывающими нейтронами. Характеристики запаздывающих нейтронов зависят от природы осколков. Обычно запаздывающие нейтроны делят на 6 групп по следующим параметрам : T - среднее время жизни осколков, (i - доля запаздывающих нейтронов среди вс ех нейтронов деления, (i/( - относительная доля запаздывающих нейтронов дан ной группы, E - кинетическая энергия запаздывающих нейтронов. В следующей таблице приведены характеристики запаздывающих нейтронов при делении U235 |№ группы |T, сек. |(i |(i/( , % |E, МэВ | |1 |80.0 |0.21 |3.3 |0.25 | |2 |32.8 |1.40 |21.9 |0.56 | |3 |9.0 |1.26 |19.6 |0.43 | |4 |3.3 |2.52 |39.5 |0.62 | |5 |0.88 |0.74 |11.5 |0.42 | |6 |0.33 |0.27 |4.2 |- | В целом: Nзап / (Nзап + Nмгн) = ( = 0.0065; Tзап ( 13 сек.; Tмгн ( 0.001 сек. На этом мы закончим рассмотрение реакции деления ядер и перейдем к изуче нию цепной реакции деления и жизненного цикла нейтронов. 3. ЖИЗНЕННЫЙ ЦИКЛ НЕЙТРОНОВ 3.1 Возможность цепной реакции В результате деления ядра появляется в среднем 2.5 нейтрона. Поэтому можно организовать цепную реакцию деления, при которой новые нейтроны, в свою очередь активируют реакцию деления ядер топлива. Однако помимо реакции деления всегда присутствуют конкурирующая реакция радиационного захв ата и утечка нейтронов из активной зоны реактора. В состав АЗ всегда вход ят теплоноситель, конструкционные материалы и замедлитель, которые уве личивают захват нейтронов. Таким образом мы приходим к необходимости изучения того, при каких услов иях возможна цепная реакция деления в ЯР на тепловых нейтронах (именно т акие реакторы обычно применяются для энергетических целей). Нужно отмет ить, что мы будем рассматривать реакторы, использующие естественный U238, обогащенный U235. Кроме того для простоты будем считать, что активная зона р еактора - бесконечная и гомогенная. 3.2 Основные характеристики цепной реакции Рассмотрим соотношения, характеризующие протекание цепной реакции дел ения. 3.2.1 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах Пусть в среде есть N быстрых нейтронов, они будут взаимодействовать с ядр ами среды, в том числе и с ядрами U238, те из них которые имеют энергию выше пор ога деления (1 МэВ) могут вызывать деление урана и образование новых быстр ых нейтронов. При этом их энергия будет меньше порога деления. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах ( - число нейтронов ушедших под порог деления U238 на один быстрый нейтрон (появившийся в результате де ления ядер U235). Ясно, что величина ( тем больше, чем больше доля U238 в топливе. Можно оценить , что (max = 1.35 (если доля U238 равна 100%). Для тепловых реакторов ( = 1.01 - 1.03. 3.2.2 Вероятность избежать радиационного захвата Пусть в среде есть N нейтронов, энергия которых меньше порога деления U238. За счет рассеяния но ядрах среды они теряют свою энергию и попадают в обл асть энергии, в которой находятся гигантские резонансы сечения захвата U238. Введем величину ( - вероятность избежать радиационного захвата. ( тем больше, чем быстрее нейтронам в процессе замедления удастся преодо леть резонансную область. ( уменьшается при увеличении доли ядер U238 в сред е. В гомогенном реакторе ( ( 0.65, а в гетерогенном ( ( 0.93. 3.2.3 Коэффициент теплового использования Пусть в среде есть N тепловых нейтронов, тогда в процессе диффузии часть и з них захватится в топливе. Обозначим долю захваченных в топливе нейтрон ов (. Ясно, что коэффициент теплового использования можно увеличить, испо льзуя гетерогенную структуру активной зоны реактора. 3.2.4 Количество испускаемых U235 быстрых нейтронов Пусть в топливе поглотилось N тепловых нейтронов. Ясно, что не всякое погл ощение приводит к делению и испусканию новых быстрых нейтронов. Введем в еличину (тэф равную количеству вторичных нейтронов деления на один тепл овой нейтрон, поглощенный в топливе. Ясно, что (тэф тем больше, чем выше дол я U235 в топливе. 3.3 Жизненный цикл нейтронов Рассмотрим жизненный цикл нейтронов в тепловом ЯР, активная зона которо го бесконечна и гомогенна. Пусть на некотором этапе цепной реакции в рассматриваемой среде присут ствует N1 быстрых нейтронов деления 1 поколения. За счет взаимодействия с я драми U238 под порог деления этих ядер (1 МэВ) уйдет ( N1 нейтронов (( - коэффициент размножения на быстрых нейтронах). В результате рассеяния на ядрах среды эти нейтроны будут замедляться и п опадут в область промежуточных энергий. Миновать эту область, избежав по глощения ядрами U238 удастся ( ( N1 нейтронам (( - вероятность избежать радиацион ного захвата). Часть из этих нейтронах, которые теперь стали тепловыми, захватится в то пливе. Количество захваченных в топливе нейтронов будет равно ( ( ( N1 (( - коэ ффициент теплового использования). Некоторые из нейтронов, захваченных в топливе инициируют деление ядер U235 и появление новых быстрых нейтронов. Количество нейтронов второго пок оления N2 = (тэф ( ( ( N1. Итак, мы видим, что реакция действительно является самоподдерживающейс я и циклической. Цикл жизни нейтронов схематично представлен на рис. 4. На данной схеме, в отличие от вышеприведенного описания рассмотрение начи нается со стадии тепловых нейтронов. Можно вывести коэффициент размножения нейтронов в бесконечной гомоген ной среде: K( = Ni+1/Ni = (тэф ( ( ( - формула 4-х сомножителей. Для конечных сред можно ввести коэф фициент Kэф = (тэф ( ( ( P, где P - вероятность избежать утечки. На этом рассмотрение физических основ протекания цепной ядерной реакц ии в ЯР можно завершить. Используя описанную цепную ядерную реакцию, мож но переводить энергию из формы энергии связи частиц в ядре в кинетическу ю энергию движения частиц, то есть в тепло. Как уже отмечалось ранее основ ную трудность представляет собой не организация цепной реакции, а получ ение чистых делящихся веществ и другие технические и технологические н юансы ядерной энергетики. 4. Принцип построения атомной энергетики. 4.1 Элементы ядерной физики 4.1.1 Строение атомов, ядер Как известно, все в мире состоит из молекул, которые представляют собой с ложные комплексы взаимодействующих атомов. Молекулы - это наименьшие ча стицы 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 протоно в и нейтральных нейтронов. Эти частицы, называемые нуклонами, удерживают ся 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. 4.1.2 Ядерные реакции Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и одиноч ные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать автономн о вне ядерных структур. Такие ядра или иначе элементарные частицы, двигаясь в пространстве и при ближаясь к ядрам на расстояния порядка поперечных размеров ядер, могут в заимодействовать с ядрами, как говорят участвовать в реакции. При этом ч астицы могут захватываться ядрами, либо после столкновения - менять напр авление движения, отдавать ядру часть кинетической энергии. Такие акты в заимодействия называются ядерными реакциями. Реакция без проникновени я внуть ядра называется упругим рассеянием. После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоян ии. "Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими способами - исп устить какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две н еравные части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата, неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испускан ием протона или альфа-частицы. Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет вид потоков гамма-квантов. Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" р еакции данного типа. 4.1.3 Деление ядер при процессе. Деление тяжелых ядер происходит при захвате нейтронов. При этом испуска ются новые частицы и освобождается энергия связи ядра, передаваемая оск олкам деления. Это фундаментальное явление было открыто в конце 30-ых годо в немецким и учеными Ганом и Штрасманом, что заложило основу для практич еского использования ядерной энергии. Яд ра тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно пог лощают тепловые нейтроны. После акта захвата нейтрона, тяжелое ядро с ве роятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые осколкам и или продуктами деления. При этом испускаются - быстрые нейтроны/ (в сре днем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно заряженные бе та-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в ядре преоб разуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и других ча стиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение составляющ их вещество атомов и молекул, т.е. на разогревание окружающего вещества. После акта деления ядер рожденные при де лении осколки ядер, будучи нестабильными, претерпевают ряд последовате льных радиоактивных превращений и с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое число альфа, бета и гамма-частиц. С друг ой стороны некоторые осколки обладают способностью интенсивно поглоща ть нейтроны. 4.1.4 Ядерный реактор Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется са моподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождение м 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. Топливны е элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключ ены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами. Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринима ет тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель дв игается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдае т 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 5.1 Проблемы развития энергетики Развитие индустриального общества опирается на постоянно растущий уро вень производства и потребления различных видов энергии. Как известно, в основе производства тепловой и электрической энергии ле жит процесс сжигания ископаемых энергоресурсов - . угля . нефти . газа а в атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при поглоще нии нейтронов. Масштаб добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов, пот ребления воды, воздуха для производства необходимого человечеству кол ичества энергии огромен, а запасы ресурсов, увы, ограничены. Особенно ост ро 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 те пловой энергии, равная Q=2,52*1017 ккал = 36*109 тонн условного топлива /т.у.т/, т.е. топли ва 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 использ ованием современной техники при умеренной стоимости топливодобычи. С д ругой 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. Легко оценить, что органические ископаемые ресурсы, даже если учесть вер оятное замедление темпов роста энергопотребления, будут в значительно й мере израсходованы в будущем веке. Отметим кстати, что при сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих се рнистостью около 2,5 %, ежегодно образуется до 400 млн.т. сернистого газа и окис лов азота, т.е. около 70 кг. вредных веществ на каждого жителя земли в год. Использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики сним ает остроту этой проблемы. Действительно, открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов, сде лавшее наш век атомным, прибавило к запасам энергетического ископаемог о топлива существенный клад ядерного горючего. Запасы урана в земной кор е оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого богатс тва находится в рассеяном состоянии - в гранитах, базальтах. В водах миров ого океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых месторожде ний урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно немного. По этому массу ресурсов урана,которую можно добыть при современной технол огии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в ур ане составляют, по современным оценкам, 104 тонн естественного урана. Так ч то эти запасы позволяют, как сказал академик А.П.Александров, "убрать Дам оклов меч топливной недостаточности практически на неограниченное вре мя". Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспе чение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна. Известна озабоченность ученых по поводу "парникового эффекта", возникаю щего из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического топлив а, и соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Д а и проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравл ения рек приблизились во многих районах к критической черте. Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количест во выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика замен ит обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены. Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энер гетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизв одства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает об щества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органическо го топлива. 6.1 Классификация ядерных реакторов Ядерные реакторы делятся на несколько групп: . в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежу точные и тепловые; . по конструктивным особенностям активной зоны - на ко рпусные и канальные; . по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, нат риевые; . 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 га зом, . тяжеловодные канальные реакторы и др . В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаж даемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуе м режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изот опов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плуто ниевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается п ри реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U- 235. 6.1.2 Реакторы с водой под давлением. Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке эне ргетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в ка честве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных л одок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуат ации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем ней тронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронн о-физическими свойствами. Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легко водными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давлен ия со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается актив ная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижны х элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в ко рпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в к онтур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах в оде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру об еспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для с танций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляц ии. Типичная тепловая схема водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР), действующих с 1964 года в СССР, показана на Рис.1: 6.3.2 Кипящие реакторы 1.Реактор 2.Парогенератор 3.Циркуляционный насос 6.3.3 Уран-графитовые реакторы 7. Л И Т Е Р А Т У Р А 1. Рудик А. П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980. 2. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1971. 3. Нигматулин Н. Н., Нигматулин Б. Н., Ядерные энергетические установки. М.: Эн ергоатомиздат, 1986. 4. Емельянов И. Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиз дат, 1982 5. Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987 6. Шихов С. Б., Троянский В. Б. Элементарная теория яднрных реакторов. М.: Атом издат, 1978