|
|
ЛЕКЦИЯ 1. Основы физики деления ядер. Преимущества и проблемы ядерной энергетики
ОСНОВЫ ФИЗИКИ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР. ПРЕИМУЩЕСТВА И ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
1.1 Цепной процесс деления ядер
Преимущества и проблемы ядерных реакторов, основанных на процессе деления тяжелых ядер под действием нейтронов, определяются нейтронно-ядерными процессами в активной зоне ядерного реактора. Поэтому, прежде чем начать изучение физики цепных процессов деления, необходимо кратко рассмотреть основы физики деления тяжелых ядер.
Любые способы получения энергии при ядерных и молекулярных процессах основаны на том, что любая квантовая система может находиться в различных энергетических состояниях. Наиболее прочными связями обладают квантовые системы в состоянии с наименьшей энергией. Как известно, атомное ядро состоит из протонов и нейтронов. Количество протонов в ядре определяет электрический заряд ядра  и порядковый номер элемента в периодической системе элементов, а суммарное количество нейтронов и протонов определяют массовое число ядра  .
Масса покоящегося ядра меньше суммарной массы покоя составляющих его нуклонов на величину, называемую дефектом массы, которая равна  . Связанная с этой массой энергия  называется энергией связи нуклонов в ядре. Физически, энергия связи представляет собой работу, которую необходимо совершить для разделения образующих ядро нуклонов. Энергия связи на один нуклон  определяет в среднем силу связи нуклонов в ядре. Чем выше энергия связи на один нуклон, тем меньше энергия системы нуклонов, образующих данное ядро, и тем прочнее они связаны в ядре. Характерная зависимость величины  от массового числа приведена на рисунке 1.1.
Рис. 1.1 Зависимость энергии связи на один нуклон от числа нуклонов в ядре
Отличительной особенностью энергии связи на один нуклон оказалось ее примерное постоянство ( 8 МэВ), за исключением самых легких ядер, средняя энергия связи которых сильно меняется в зависимости от состава ядра. Зато у остальных ядер она около 8 МэВ, имеет максимум в районе = 60 ( E = 8.8 МэВ) и снижается до 7.6 МэВ у  . Приведенная зависимость показывает, что наибольшей энергией связи нуклонов в ядре обладают элементы со средним массовым числом в периодической таблице элементов. Так, например, для ядер урана и тория, эта величина примерно на 1 МэВ меньше, чем для наиболее прочных ядер.
Следовательно, состояние системы нуклонов, образующих тяжелые ядра урана и тория (A, Z) обладает большей энергией, чем состояние этих же нуклонов, но в двух ядрах меньшей массы  , и  , при этом суммарное число протонов и нейтронов в ядрах должно быть одинаковым  .
Самопроизвольному распаду тяжелого ядра на два более прочных препятствует сила притяжения нуклонов в ядре. Для преодоления сил притяжения необходимо затратить работу, минимальное значение которой называется потенциальным барьером ядра  . Таким образом, если сообщить тяжелому ядру энергию, величина которой больше потенциального барьера  , то можно ожидать деление исходного ядра на два осколка, для каждого из которых энергия связи на один нуклон выше, чем для исходного ядра. Такую энергию в ядро можно внести либо путем столкновения с элементарной частицей, либо путем поглощения  -кванта соответствующей энергии.
Поскольку ядро обладает большим зарядом, то в качестве частиц, используемых для передачи энергии ядру, лучше всего подходят нейтральные частицы, то есть нейтроны. При попадании в ядро нейтрон передает ему не только свою кинетическую энергию, но и энергию связи. Таким образом, полная энергия возбуждения ядра при поглощении им нейтрона, равна  , и, поэтому, при выполнении условия  становится возможной реакция деления ядра под действием нейтрона. Если для ядра, поглотившего нейтрон, энергия связи оказывается больше значения потенциального барьера  , то эти ядра могут делиться под действием нейтронов любой кинетической энергии. Такие ядра называются делящимися ядрами. Если же энергии связи недостаточно для преодоления потенциального барьера, то для осуществления реакции деления необходимо, чтобы кинетическая энергия ядра была бы выше некоторого минимального значения  , называемого порогом деления. Величина порога деления определяется из условия  . Ядра, обладающие такими свойствами, называются пороговыми.
Свойства ядра быть делящимся или пороговым зависит от структуры ядра. Как известно, ядерные реакции проходят в два этапа. На первом этапе образуется составное ядро в возбужденном состоянии  . Энергия связи этого нейтрона в ядре  зависит от четности нуклонов в ядре. Если исходное ядро имело нечетное число нуклонов, то поглощенный нейтрон будет образовывать парную связь с непарным нуклоном. Поскольку парная связь очень крепкая, то энергия связи этого нейтрона в этом случае будет больше, чем когда поглощенный нейтрон оказывается непарным. Последнее имеет место в случае, когда исходное ядро оказывается с четным числом нуклонов.
Оказывается, что для ядер тяжелых элементов энергия связи парного нейтрона достаточна для преодоления потенциального барьера ядра. Следовательно, ядро  , имеющего нечетное число нуклонов, имеет возможность делиться нейтронами любых энергий, в том числе и с энергией теплового движения ядер. В то же время ядра  и  смогут разделиться только нейтронами с энергией выше порога деления, который для этих ядер равен соответственно у  1.2 МэВ, 1.0 МэВ.
Таблица №1
Энергия связи нейтронов для некоторых тяжелых ядер
Элемент
|
Тип ядра
|
Энергия связи, МэВ
|
|
четно-нечетный
|
4.79
|
|
четно-четный
|
6.84
|
|
четно-четный
|
6.55
|
|
четно-нечетный
|
4.80
|
|
четно-четный
|
6.53
|
Энергия деления и нейтроны деления. При делении тяжелого ядра, например, ядра , образуются два ядра осколка, для которых энергия связи на один нуклон выше, чем для исходного. В результате такой ядерной реакции будет выделено количество энергии, пропорциональное числу нуклонов в исходном ядре и разности энергий связи осколков деления и исходного ядра. Общее количество нуклонов в ядре составляет 235, а разность энергий связи примерно 1 МэВ, так что энергия деления будет составлять более 200 МэВ. Энергия деления, в расчете на одно ядро, приводит к высокой теплотворной способности реакции деления, которая приблизительно в 107 раз выше, чем теплотворная способность органического топлива.
Кроме того, поскольку среднее число нейтронов на один протон в ядре возрастает с ростом заряда ядра, то осколки деления имеют избыток нейтронов на один протон. Избавление от излишнего числа нейтронов в ядрах осколков деления происходит по двум каналам. Во-первых, путем нейтронной радиоактивности, то есть испускания нейтронов возбужденными ядрами осколков. Во-вторых, путем превращения нейтрона в протон с испусканием  -частиц и нейтрино. Таким образом, в результате реакции деления выделяется энергия в количестве приблизительно 200 МэВ на один акт деления, появляются новые нейтроны, в количестве 2-3 нейтронов на один акт деления и два радиоактивных осколка деления. Схема реакции деления приведена на рисунке 1.2.
Рис. 1.2 Схема реакции деления
Наибольшая часть энергии деления проявляется в форме кинетической энергии осколков деления. При движении заряженных ядер – осколков деления, их кинетическая энергия передается атомам размножающей среды, нагревая ее. Нейтроны деления также уносят часть энергии деления в виде кинетической энергии. Кроме того, за счет радиоактивного распада осколков деления выделяется энергия в виде -частиц, -квантов и нейтрино. Полный баланс энергии деления представлен в таблице №2.
Таблица №2
Примерное распределение энергии деления
Кинетическая энергия осколков деления
|
165 МэВ
|
Мгновенное -излучение
|
7.8 МэВ
|
Кинетическая энергия нейтронов деления
|
5 МэВ
|
-излучение продуктов деления
|
6 МэВ
|
-излучение продуктов деления
|
5 МэВ
|
Нейтрино
|
11 МэВ
|
Энергетический спектр нейтронов деления слабо зависит от делящегося нуклида и энергии нейтрона, вызвавшего деление. Средняя энергия нейтронов деления 2 МэВ, но в спектре деления были зарегистрированы нейтроны и с энергией свыше 10 МэВ. Спектр нейтронов деления представлен на рисунке 1.3. Этот спектр может быть представлен аналитически в виде (1.1.1).
 (1.1.1)
Появляющиеся нейтроны деления имеют разную энергию. Соответственно, средняя энергия нейтронов деления составляет примерно 2 МэВ. Отметим, что эта энергия выше порога деления ядер и , следовательно, эти нейтроны способны вызвать деление пороговых ядер. Среднее число нейтронов на один акт деления, обозначаемое как  , зависит от типа ядра и энергии налетающего нейтрона. Величина зависит от типа делящегося ядра и составляет для 2.42, для  2.48, для  2,86.
Рис. 1.3 Спектр нейтронов деления
Осколки деления и продукты деления. В результате процесса деления ядер, как правило, образуются два осколка деления разной массы. Крайне редко происходит деление на три осколка. Число различных осколков деления довольно велико, более 300 различных ядер. Распределение масс осколков при делении ядер имеет вид двугорбой кривой, которая представлена на рисунке 1.4. Наибольший выход 6 % относится к ядрам с массовыми числами в области 95 и 140. Заметим, что самое легкое и самое тяжелое ядро в продуктах деления из числа экспериментально зарегистрированных приходится на ядра с массовыми числами 72 и 161, а деление ядра на две равные части с атомной массой 118 маловероятно. В принципе, возможно деление на три и более осколков, но вероятности этих процессов существенно меньше, чем при делении на два осколка.
Как указывалось выше, осколки деления являются радиоактивными ядрами с малыми периодами полураспада. В течение малого промежутка времени, от долей секунды, до нескольких минут, они испытывают радиоактивные распады различных типов и превращаются в долгоживущие или даже стабильные ядра. Эти ядра называются продуктами деления. Они в большинстве своем также являются радиоактивными, однако их периоды составляют от нескольких минут, до нескольких десятков и сотен лет. Среди этих продуктов деления не менее 15% составляют газообразные.
Рис. 1.4 Выход осколков деления в зависимости от атомной массы образующихся осколков
В результате радиоактивного распада продуктов деления выделяется энергия, которая нагревает размножающую среду даже после прекращения процессов деления. Именно по этой причине хранилища отработанного ядерного топливо требуют наличие систем теплоотвода в течение довольно долгого промежутка времени после выгрузки из активных зон ядерных реакторов. Сразу после выгрузки из активной зоны необходима система принудительной циркуляции, а спустя несколько лет вполне достаточно простого конвективного теплообмена.
Ядерные реакции взаимодействия нейтронов с ядрами. Ядерные реакции происходят в две стадии. Рассмотрим ядерные реакции нейтронов с ядрами, например, . На первой стадии реакции образуется составное ядро, так называемое компаунд ядро, которое представляет собой ядро в возбужденном состоянии. Длительность возбужденного состояния ядра много больше времени, которое требуется нейтрону, чтобы пролететь сквозь ядро без реакции взаимодействия. Именно поэтому компаунд ядро «забывает» исходную реакцию взаимодействия, а возбужденное состояние может снимается различными способами, которые и определяют конечный тип реакции взаимодействия нейтрона с ядром. Таких исходов для нашей реакции может быть четыре. Во-первых, возбужденное состояние может завершиться делением исходного ядра на два осколка, то есть в результате произойдет реакция деления. Однако возможен и другой путь, когда возбуждение снимается испусканием -кванта, энергия которого равна энергии возбужденного состояния, а ядро переходит в устойчивое состояние. Это так называемая реакция радиационного захвата нейтрона, в результате которой образуется новый изотоп урана и вылетает -квант достаточно высокой энергии. Реакции деления и радиационного захвата приводят к поглощению нейтрона.
Однако возможны исходы, при которых возбужденное ядро испускает нейтрон. В первом случае при испускании нейтрона выполняется закон сохранения кинетической энергии. Это так называемая реакция упругого рассеяния нейтрона. В другом случае наряду с нейтроном испускается -квант и поэтому реакция называется реакцией неупругого рассеяния. Неупругое рассеяние нейтронов также является пороговой реакцией, то есть для ее осуществления энергия налетающего нейтрона должна быть выше определенного значения (порога реакции неупругого рассеяния). К реакциям порогового типа относится и реакция  , при которой возбужденное ядро испускает два нейтрона. Вероятность этой реакции существенно ниже, чем реакции рассеяния. В результате реакции рассеяния нейтрон изменяет как направление своего движения, так и энергию, причем в большинстве случаев энергия нейтрона уменьшается.
Какого типа ядерная реакция произойдет в каждом конкретном случае, определяется свойствами ядра и не зависит от внешних условий. Если произошло взаимодействие нейтрона с энергией  с ядром, то в принципе можно рассчитать только вероятности каждого типа взаимодействия  , которые могут реализоваться для этих условий. В ядерной физике для расчета интенсивности взаимодействия широко используется такая характеристика ядра, как микроскопическое поперечное сечение  , которое можно трактовать как площадь поперечного сечения ядра для налетающего нейтрона энергией . Тогда микроскопическое поперечное сечение взаимодействия  -го типа (микросечение) определяется как
 (1.1.2)
На практике в экспериментах, как правило, измеряют парциальные сечения взаимодействия нейтронов с ядрами в зависимости от энергии нейтронов, а полное сечение взаимодействия определяется путем суммирования парциальных микросечений
 (1.1.3)
Тогда вероятности каждого типа взаимодействия определяются как отношения микросечений
 (1.1.4)
Наиболее типичным взаимодействием нейтронов с ядрами в диапазоне энергий  МэВ, характерном для спектра нейтронов в реакторах деления, являются:
упругое рассеяние -  ,
неупругое рассеяние -  ,
поглощение нейтрона  c последующем испусканием  -квантов ( ), протонов ( ),  -частиц ( ) или с делением ядра ( ).
Сечение поглощения и полного рассеяния нейтронов представляется суммой по всем типам соответствующих процессов (1.1.5).
 (1.1.5)
Микросечения взаимодействия нейтронов с ядрами довольно сильно зависят от энергии нейтрона. С этой точки зрения, весь диапазон энергий нейтронов в ядерном реакторе разбивают на три области: область быстрых, промежуточных и тепловых нейтронов. Границы между областями чисто условные и процессы, характерные для каждой области, не исключаются в других:
Быстрая область 0.1-10 МэВ,
Промежуточная область 0.2 эВ-0.1 МэВ,
Тепловая область 0.0-0.2 эВ.
Быстрая область. Энергия 99 % рождающихся при делении нейтронов лежат в быстрой области. Во-первых, полное сечение в этой области энергий более чем на 80% представляет собой сечение рассеяния, которое примерно в равных долях состоит из сечения упругого и неупругого рассеяния. Во-вторых, почти все тяжелые ядра делятся нейтронами в этой энергетической области (та ее часть, в которой энергии нейтронов деления >1 МэВ). Сечение радиационного захвата снижается с ростом энергии, а сечение деления слегка растет. Порядок величин сечений  барн,  барн.
Промежуточная область. Резонансные явления составляют наиболее характерную особенность промежуточной области энергий, поэтому ее часто называют также и резонансной областью, а промежуточные нейтроны – резонансными. Низко расположенные резонансы ( эВ) являются в основном резонансами радиационного захвата, а при высоких энергиях преобладают резонансы рассеяния. Для делящихся ядер имеют место резонансы деления. Так как резонансы радиационного захвата узкие, а между резонансами сечение радиационного захвата очень мало, то в целом в резонансной области энергий рассеяние преобладает над захватом, хотя резонансный захват оказывает существенное влияние на баланс замедляющихся нейтронов.
Тепловые нейтроны. В этой области энергий сечения деления и радиационного захвата тяжелых нуклидов изменяется от энергии по закону  . Это приводит к тому, что сечение деления делящихся нуклидов в десятки и сотни раз больше, чем сечение рассеяния. Именно поэтому первые реакторы, работающие на природном уране, были реакторами на тепловых нейтронах. И в настоящее время, подавляющее большинство энергетических реакторов являются реакторами на тепловых нейтронах.
Каждый тип взаимодействия нейтронов с ядрами размножающей среды играет определенную роль. Главную роль играет сечение деления, поскольку именно процесс деления приводит к большому высвобождению энергии. Процесс рассеяния нейтронов приводит в большинстве случаев к уменьшению энергии нейтронов, и этот процесс используется для получения нейтронов тепловых энергий. Наибольший эффект замедления нейтронов достигается при взаимодействии нейтронов с легкими ядрами.
Реакция радиационного захвата в принципе приводит к потере нейтрона и потому снижает эффективность цепного процесса деления. Так, например, в реакции радиационного захвата на делящемся изотопе урана  , во-первых, теряется нейтрон, во-вторых, вместо делящегося изотопа урана появляется пороговый изотоп. Однако другая реакция радиационного захвата на изотопе урана  приводит к образованию делящегося ядра плутония посредством двух радиоактивных превращений с периодом полураспада 2.3 суток. Это реакция приводит к воспроизводству ядерного горючего в реакторе. Более подробно процесс воспроизводства будет рассмотрен в последующих главах.
Итак, в результате реакции деления:
Выделяется энергия 200 МэВ на одно деление, основная доля которой 170 МэВ – это кинетическая энергия осколков деления, а остальное – кинетическая энергия нейтронов деления ( 5 МэВ), энергия мгновенных -квантов (7 МэВ), излучение осколков деления  (16 МэВ), нейтрино (10 МэВ).
Образуются новые нейтроны, которые могут осуществить деление новых ядер. Среднее число нейтронов на один акт деления  . Как правило, эти нейтроны испускаются в момент деления, но очень малая часть из них испускается продуктами деления с запаздыванием, причем время запаздывания существенно больше, чем длительность процесса появления мгновенных нейтронов деления (так называемые запаздывающие нейтроны).
В результате ядерных реакций радиационного захвата нейтронов на ядрах с четным числом нуклонов ( , ) образуются новые делящиеся нуклиды ( , ), что существенно расширяет сырьевую базу ядерной энергетики.
Зная количество энергии, выделяющейся на один акт деления можно оценить теплотворную способность ядерного топлива. Если делится ядро с атомной массой и выделяется энергия  , то теплотворная способность такого топлива  . Обратная величина дает количество топлива, необходимого для производства единицы тепловой энергии  . Для так называемого условного топлива (органического) эта величина равна  , что примерно в 107 раз больше, чем для ядерного топлива.
Превышение  над единицей создает возможность развития цепной реакции деления. Поскольку не все нейтроны поглощаются делящимися нуклидами, часть из них заканчивают свой жизненный цикл не оставив после себя поколения (захват неделящимися компонентами среды; сырьевые изотопы, конструкционные материалы, органы управления), часть вылетает наружу (рисунок 1.5).
Соотношение реакций деления и захвата определяется величиной  , которая в сильной мере зависит от энергии нейтронов. Для области тепловых энергий 
Если делящийся нуклид поглощает небольшую долю нейтронов деления, то цепная реакция будет затухать. Поэтому наряду со средним числом нейтронов на один акт деления используют величину, равную числу нейтронов деления (новых нейтронов) в расчете на один поглощенный делящимся нуклидом  (1.1.6).
 (1.1.5)
Величина зависит от энергии нейтрона, вызвавшего деление. Можно отметить, что с повышением энергии нейтронов, вызывающих деление, растет с одной стороны величина  , а с другой стороны падает величина  . Так, например, для Pu239 в области нейтронов спектра деления  .
Рис. 1.5 Цепной процесс деления
Из всего сказанного следует, что можно создать условия, когда цепная реакция будет стационарной. Характер цепной реакции зависит от баланса нейтронов, то есть от состава и размеров размножающей среды.
Реакции, в результате которых образуются искусственные делящиеся нуклиды ( , ), называются реакциями воспроизводства ядерного топлива. Нуклиды, которые при поглощении нейтронов перерабатываются в делящиеся, называются сырьевыми ( , ). Композицию из делящихся и сырьевых нуклидов, используемую в реакторе для производства энергии и делящихся нуклидов, будем называть ядерным топливом.
1.2 Основные компоненты ядерного реактора
Ядерный реактор представляет собой систему, в которой осуществляется цепной процесс деления нейтронами тяжелых ядер. Ядерные реакторы предназначены для выработки электрической и тепловой энергии, для наработки различных трансурановых элементов, для научно-экспериментальных целей и прочих задач. В настоящее время наиболее широко используются реакторы энергетического назначения, которые представляют собой ядерную установку (ЯЭУ), оснащенную необходимым оборудованием.
Как уже говорилось выше, в основном, энергия деления тяжелых ядер (
200 МэВ) представляет собой кинетическую энергию движения осколков деления (
170 МэВ), торможение которых в ядерном топливе приводит к выделению тепловой энергии. Объем, где происходит цепной процесс деления ядер, называется активной зоной. Выделяющуюся тепловую энергию требуется отводить из активной зоны, поэтому необходимым компонентом ядерного реактора является теплоноситель – вещество, забирающее тепловую энергию и передающее ее рабочему телу энергетической установки, где происходит преобразование тепловой энергии в электрическую. В принципе, процесс деления может осуществляться нейтронами разных энергий, но наиболее интенсивно этот процесс осуществляется нейтронами, с энергией теплового движения ядер. Для преобразования нейтронов деления, средняя энергия которых составляет порядка 2 МэВ, в тепловые нейтроны с энергией порядка 0.1 эВ требуется вещество, эффективно замедляющее нейтроны. Поэтому реакторы на тепловых нейтронах имеют в своем составе замедлитель. Для экономного использования нейтронов активная зона окружена отражателем, способствующим возвращению вылетающих нейтронов в активную зону и, таким образом, сохраняя их для цепного процесса. Для защиты персонала ЯЭУ от различных излучений, сопутствующих ядерным превращениям в реакторе, активная зона окружается биологической защитой. Для управления цепным процессом деления ядер в реакторе размещаются органы управления, как правило, в виде поглощающих стержней. Для избежания разрушения биологической защиты и монтажных конструкций реактора применяется тепловая защита – вещество со слабыми теплопроводящими свойствами. Принципиальная схема ядерного реактора приведена на рисунке 1.6.
Рис. 1.6 Принципиальная схема ядерного реактора
В настоящее время области применения ядерных реакторов довольно многообразны. Можно выделить следующие основные направления:
Исторически первое применение ядерных реакторов - наработка оружейных материалов ( ,  ) для производства ядерного оружия. Такие реакторы принято называть промышленными реакторами.
Применение военного назначения – транспортные установки для подводных лодок и авианосцев, далее – атомные ледоколы и крупные транспортные корабли.
Энергетические ядерные реакторы – для производства электроэнергии и бытового и промышленного тепла низкого температурного потенциала.
Исследовательские реакторы (источники нейтронов) используются для материаловедческих, медицинских (радиоизотопные источники), и прочих научно-исследовательских целей.
Малые автономные энергетические установки долговременного автономного пользования, в том числе и энергоустановки для космических объектов.
Широкое применение ядерных реакторов обусловило большие темпы развития ядерных технологий, что связано с растущими потребностями человечества в эффективных и безопасных способах получения энергии.
1.3 Преимущества и проблемы ядерной энергетики
История ядерной энергетики началась в открытия Отто Ганом в конце 1938 года процесса деления ядер урана под действием нейтронов. Позднее, существо явления было объяснено Лизой Мейтнер. В 1940 году советские физики Ю. Б. Харитон и Я.Б. Зельдович развили теорию цепной реакции деления. Первый ядерный котел был запущен в США в декабре 1942 года под руководством Энрико Ферми. Первый в Европе реактор был сооружен в Москве (в те года это было Подмосковье) в Курчатовском институте (ныне РНЦ-КИ, ранее ЛИПАН) под руководством И.В. Курчатова. В 1954 году в Обнинске была построена и пущена в эксплуатацию первая в мире АЭС, мощностью 5 МВт, которая в настоящее время выведена из эксплуатации. В настоящее время доля ядерной энергетики в мировом производстве электроэнергии составляет около 16%. В России доля ядерной электроэнергетики составляет в настоящее время порядка 17% от всего производства электроэнергии.
Основным преимуществом ядерного способа производства энергии перед органическими энергоносителями является высокая калорийность топлива. Теплотворная способность топлива АЭС более чем в миллион раз выше, чем калорийность органического топлива. Отсюда следует целый ряд важных преимуществ, которые дает ядерная энергетика:
Малые затраты на транспортировку топлива – так называемая топливная составляющая. Для ТЭЦ и ГРЭС доля транспортных расходов по перевозке топлива достигает порядка 90 %, а для АЭС – меньше 20 %.
Малые расходы топлива – минимальное количество отходов ядерного производства энергии. В количественном отношении отходы АЭС примерно в 100 раз меньше по весу, чем отходы электростанций на органическом топливе. Отдельно отметим, что все отходы АЭС жестко локализованы в тепловыделяющих элементах, что позволяет избежать попадания их в окружающую среду.
Для ядерного топлива не нужен окислитель – не потребляется кислород и не выбрасывается СО2, продукты горения и соответствующие загрязнители.
В процессе работы реактора происходит воспроизводства ядерного топлива – ни один другой источник энергии не способен при работе воспроизводить свои энергоресурсы. С учетом ядерного воспроизводства топлива ядерная энергетика имеет практически неограниченную сырьевую базу.
Перечисленные факторы определяют тот большой интерес, который проявляется в глобальных проектах развития ядерной энергетики. Однако, ни в одной области человеческой деятельности нет только положительных факторов. И у ядерной энергетики есть свои негативные моменты. Это, в первую очередь, специфика отходов ядерного производства энергии – радиоактивность. В процессе деления ядер топлива образуется большое количество разнообразных элементов и их изотопов, среди которых большинство радиоактивных с различными периодами полураспада от долей секунды до миллионов лет.
Поэтому, преимущества ядерного способа производства энергии будет в полной мере проявляться, если будет решена проблема безопасности ядерной энергетики для биосферы вместе со всеми сопутствующими производствами. Можно выделить следующие основные направления повышения безопасности ядерной энергетики:
Гарантированная безопасность ядерных реакторов – исключение возможности возникновения серьезных аварий.
Проблема длительного хранения радиоактивных отходов.
Проблема захоронения или трансмутации долгоживущих радиоактивных ядер.
Немаловажное значение имеет проблема нераспространения ядерных делящихся материалов военного применения, особенно актуально проявившаяся в последнее время в связи с угрозой терроризма.
При соответствующем научном и материальном потенциале выполнение всех поставленных задач представляется весьма реальным. Ядерная энергетика представляет собой реальный способ обеспечения энергией растущих потребностей человечества. В завершение, необходимо отметить, что нет физических законов, препятствующих созданию широкомасштабной и безопасной ядерной энергетики будущего. |
|
|
Скачать 209.67 Kb.