Ядерні технології на службі людини. Ядерні технології фізико-технічний інститут керівник відділення ядерних технологій шаманін Ігор Володимирович

А.Б.Колдобський

Ядерний вибух - унікальне фізичне явище, єдиний освоєний людством спосіб миттєвого виділення колосальних, воістину космічних кількостей енергії по відношенню до маси та обсягу самого пристрою. Було б нелогічним припустити, що таке явище залишиться поза увагою вчених та інженерів.

Перші науково-технічні публікації з цієї проблеми з'явилися в США та СРСР у середині 50-х років. У 1957 р. Комісія з атомної енергії США прийняла науково-технічну програму "Plowshare" (англ. - плуг) з мирного використання ядерних вибухових технологій (ЯВТ). Перший мирний ядерний вибух за цією програмою - "Гном", потужністю 3,4 кт, - був проведений на Невадському випробувальному полігоні в 1961 р., а 15 січня 1965 р. вибух на викид ґрунту потужністю близько 140 кт, проведений в руслі р. Чаган на території Семипалатинського випробувального полігону відкрив радянську «Програму N 7».

Останній же радянський мирний ядерний вибух «Рубін-1» був зроблений в Архангельській області 6 вересня 1988 р. За цей час в СРСР було проведено 115 подібних вибухів (РФ – 81, Казахстан – 29, Узбекистан та Україна – по 2, Туркменія – 1 ). Середня потужність пристроїв, що використовуються при цьому, склала 14,3 кт, а без урахування двох найпотужніших вибухів (140 і 103 кт) - 12,5 кт.

Навіщо, власне, проводилися мирні ядерні вибухи? За всієї «екзотичності» цього питання на нього доводиться відповідати по суті, надто стійким у уявленнях як широких мас населення, так і багатьох елітних та інтелектуальних кіл залишається уявлення про них як про чи не самодіяльні «забави» атомників, - марних, а скоріше всього, і дуже шкідливих для природи та суспільства.

Отже, з 115 мирних ядерних вибухів 39 виконані з метою глибинного сейсмозондування земної кори для пошуку корисних копалин, 25 - для інтенсифікації нафтових і газових родовищ, 22 - для створення підземних ємностей для зберігання газу та конденсату, 5 - для гашення а4 - для створення штучних каналів і водосховищ, по 2 - для дроблення руди в кар'єрних родовищах, для створення підземних ємностей - колекторів для видалення токсичних відходів хімічних виробництв та для спорудження насипних гребель, 1 - для запобігання гірничим ударам та газовим викидам у підземних вугіллях 13 – для дослідження процесів самопоховання радіоактивних речовин у центральній зоні вибуху. Найбільш значущими замовниками були Мінгео СРСР (51 вибух), Мінгазпром (26), Міннафтопром (13). Власне на замовлення Мінсередмашу було здійснено 19 мирних ядерних вибухів.

Не обговорюючи тут промислової та економічної ефективності вибухів різного призначення (частково до цього ми повернемося нижче), слід на підставі сказаного зробити очевидний висновок: ми маємо справу з технологією, безумовно, небезпечною, але в багатьох випадках дуже ефективною, а іноді, як ми побачимо не має технічних альтернатив. А тому й обговорювати ядерно-вибухові технології слід саме як такі, але зовсім не як атрибут сатани, настільки ж невід'ємний, як сірчаний запах, хвіст і вила.

Що ж до небезпеки... Достовірні дані про завдання внаслідок проведення вибуху шкоди життю та здоров'ю хоча б однієї людини відсутні, і в жодного учасника робіт або жителя не було достовірно зафіксовано причинно-наслідковий зв'язок між віковим погіршенням здоров'я та фактом проведення вибуху. Говорити в цих умовах про «особливу небезпеку» ядерних вибухових технологій, знаючи про Бхопалу (1500 загиблих одномоментно), Севезо та Мінамата, про жахливі цифри загиблих у вугільних шахтах, автокатастрофах тощо. якось ніяково. При цьому автор зовсім не хоче стати противником хімічної промисловості або автотранспорту, йому хотілося б лише звернути увагу читача на той простий, але, на жаль, іноді вислизає від уваги «захисників природи» факт, що безпечних технологій не буває, що технологічний ризик є неминуча плата за досягнутий рівень цивілізаційного розвитку і що повна відмова від цього ризику рівнозначна відмові від самих технологій, що негайно поверне людство до шкір, печер та кам'яних сокир. Якщо ж «особлива небезпека» ядерних вибухових технологій у поданні деяких ЗМІ зумовлена лише тим, що вони ядерно-вибухові, то розмова переводиться в іншу площину, що лежить за рамками цієї статті, - там мало компетентності та реальної турботи про благополуччя зовнішнього середовища, але зазвичай дуже багато ангажованої політики.

По суті ж розумне обговорення всіх технологій має вестися (якщо мати на увазі лише технічні, економічні та екологічні аспекти справи) у цільовому чотирикутнику «ефект-збиток-вартість-альтернатива». У разі ЯВТ цього, втім, мало, оскільки «чотирикутник» перетворюється, образно кажучи, на «куб», якщо мати на увазі надзвичайну значущість політичних і насамперед юридичних аспектів проблеми.

Мається на увазі, що, безперечно, безглуздо обговорювати ЯВТ, абстрагуючись від факту існування Договору про всеосяжну заборону ядерних випробувань, п. 1 ст. 1 якого прямо забороняє державі-учасниці (у тому числі й Росії) виробляти будь-які ЯВ незалежно від їхньої мети та призначення. З огляду на це автор хотів би цілком однозначно визначити свою позицію: він у жодному разі не закликає до ревізії Договору чи тим більше його порушення. У пропонованому їм підході йдеться про те, щоб, неупереджено і аргументовано проаналізувавши можливості ЯВТ, відповісти питанням про доцільність їх використання у випадках; саме, у тих, коли таке використання з економічної, екологічної, соціальної точок зору є об'єктивно найкращим вирішенням деякої важливої проблеми і вправі тому розраховувати і на міжнародне розуміння та згоду (зрозуміло, при цьому мають бути виключені навіть натяки на можливість отримання будь-яких військових вигод). І якщо відповідь на сформульоване питання буде позитивною по суті, докласти зусиль до бездоганного правового оформлення такого висновку в рамках, передбачених для цього згаданим Договором, - про що йдеться нижче.

Повертаючись до обговорення ЯВТ як таких, зазначимо, що від початку реалізації «Програми N 7» у неї було закладено принцип, за яким обов'язковою умовою застосування ЯВТ є або відсутність «традиційної» технології, або економічна та/або екологічна недоцільність її використання. Згодом ці вимоги стали ще жорсткішими:

«1. За жодних умов не повинні навіть розглядатися ядерні вибухи, за яких вимірна кількість радіоактивних продуктів може потрапити в доступні людині зони зовнішнього середовища. Це всі види так званих вибухів зовнішньої дії, що тягнуть за собою видимі зміни на земній поверхні, - спорудження водоймищ («Чаган»), каналів (об'єкт «Тайга», Пермська обл.), насипних гребель («Кристал», Саха-Якутія) , провальних вирв («Галіт», Казахстан). Слід враховувати, що в цих випадках майже завжди є технологічна альтернатива (гребель, канал або водосховище можуть бути споруджені традиційними способами).

«2. Не повинні використовуватися ядерні вибухи, внаслідок яких радіоактивні продукти хоч і не потрапляють безпосередньо в місце існування людини (вибухи внутрішньої дії, або камуфлетні), але будуть знаходитися в контакті з продуктами, що використовуються людиною (утворення сховищ газу та конденсату, дроблення руди, інтенсифікація) родовищ нафти та газу). Хоча часто технологічної альтернативи таким вибухам немає, зазвичай є альтернатива цільова (замість інтенсифікації виснажених родовищ можна зосередити зусилля на розвідці та розвитку нових). Крім цього, практика виявила небажані радіаційні наслідки: забруднення ділянок проммайданчиків при розбурюванні («проколі») таких порожнин, втрата їх робочого об'єму та віджимання до поверхні радіоактивних розсолів при експлуатації газосховищ, створених у пластах кам'яної солі та ін.).

«3. Повинні бути «заморожені» будь-які ядерні камуфлетні вибухи, якщо вони не є єдиним – швидким та ефективним – рішенням, пропорційним масштабу проблеми (наприклад аварійних газових фонтанів).

Перше гасіння було виконано на Урта-Булакському газовому родовищі в Узбекистані, де на глибині 2450 м було розкрито газовий пласт тиском понад 300 атм. 11 грудня 1963 р. стався викид газу, виник аварійний фонтан із середньодобовим дебітом 12 млн. м3, - цього вистачило для постачання такого міста, як Санкт-Петербург. Крім економічних втрат воістину колосальним був і екологічний збиток - газ містив значну кількість високотоксичного сірководню, тривалий вплив якого на живу природу могло призвести до непередбачуваних наслідків, а пожежа додала до цього і оксиди вуглецю. Автор, сам учасник пізніших робіт такого роду, ніколи не забуде смердюче сірководневе дихання аварійного газового фонтану.

Спроби справитися з цим лихом традиційними способами, що тривали протягом майже трьох років, були безуспішними, за цей час було втрачено близько 15,5 млрд м3 газу. За справу взялися атомники. Під керівництвом тодішнього міністра ЧСЧ Є.П.Славського була розроблена оригінальна методика ліквідації викиду, заснована на бурінні похилої свердловини з поверхні Землі до стовбура аварійної свердловини та підривом спеціального ядерного заряду (потужністю 30 кт) на глибині понад 150 м від ствола. Ідея полягала в тому, що величезний – у десятки тисяч атмосфер – тиск у зоні стиснення переріже ствол аварійної свердловини, як ножицями.

Після вибуху (30 вересня 1966 р.) вихід газу з аварійної свердловини припинився через 25 с (!). Виходу радіоактивних продуктів на поверхню не було, як не було ускладнень у подальшій експлуатації родовища.

Так само було приборкано ще чотири аварійні газові фонтани (в Узбекистані, Туркменії, Україні та Росії). При цьому використовувалися пристрої потужністю від 4 до 47 кт, підірвані на глибинах від 1510 до 2480 м. Ні раннього постдетонаційного, ні пізнього виходу радіоактивних продуктів на земну поверхню не спостерігалося. Слід зазначити, що у двох родовищах застосування традиційних методів ліквідації фонтану було неможливо, т.к. за відсутності вираженого гирла аварійної свердловини відбувалося інтенсивне напірне поширення газу верхніми проникними геологічними горизонтами з утворенням газових грифонів на значній площі (в радіусі до кілометра від гирла).

Незважаючи на різноманіття та відмінність сценаріїв майбутнього енергетичного розвитку, є ряд положень, непорушних для складання прогнозів у цій галузі:

зростання населення та глобального енергоспоживання у світі;
конкуренція, що посилюється, за обмежені і нерівномірно розміщені ресурси органічного палива;
наростаюча залежність від нестабільної ситуації у районах країн-експортерів нафти;
наростаючі екологічні обмеження;
наростаюча відмінність у рівні енергоспоживання найбагатших та найбідніших країн.

У умовах зростає роль ядерної енергетики (ЯЭ) як стабілізуючого чинника енергетичного і соціально-політичного розвитку.

Незважаючи на всі свої проблеми, «ядерна» Росія залишається великою державою як з погляду військової сили, так і в рамках економічного розвитку (ядерні технології в економіці Росії).

Саме президент Росії виступив в ООН на Саміті тисячоліття (вересень 2000 р.) з ініціативою забезпечення енергетичної стабільності розвитку на основі ядерних технологій. Ця ініціатива виявилася виключно своєчасною і знайшла підтримку світової спільноти: у чотирьох резолюціях Генконференції МАГАТЕ та у двох резолюціях Генеральної Асамблеї ООН вітається ініціатива президента Росії як відповідальна сподіванням країн, що розвиваються, і як шлях гармонізації відносин індустріальних країн з країнами, що розвиваються.

Ініціатива президента РФ – політична акція, а чи не технічний проект. Так це було прийнято світовою спільнотою і знайшло своє відображення у міжнародному проекті МАГАТЕ ІНПРО – щодо розвитку інноваційної концепції АЕС та ядерного паливного циклу (ЯТЦ), що виключає використання у світовій енергетиці найбільш «чутливих» матеріалів та технологій – «вільного» плутонію та високозбагаченого урану і відкриває світові принципово нові перспективи життя» (вересень 2000).

Реалізація міжнародного проекту ІНПРО дозволила об'єднати зусилля експертів 21 країни – членів МАГАТЕ та розробити вимоги та критерії розвитку ЯЕ, АЕС та ЯТЦ.

Акцент на зміст пропозицій президента як політичної ініціативи дозволив «оздоровити» атмосферу МАГАТЕ, що розглядається західними країнами як організацію з поліцейськими функціями, орієнтувавши МАГАТЕ на роль світового форуму з обговорення місця ЯЕ у світі, і особливо для країн, що розвиваються, відповідно до ініціативи президента. Більше того, ініціатива президента РФ передбачає передачу нової інноваційної ядерної технології АЕС та ЯТЦ новому поколінню вчених та інженерів – як спадщину наших знань та досвіду. Нова програма МАГАТЕ в галузі «збереження знань» сконцентрована на збереженні знань та досвіду в найпередовішій і ключовій для майбутнього розвитку (але не затребуваної сьогодні) галузі ядерної енергетики – реакторах на швидких нейтронах у замкнутому ЯТЦ.

Збереження та передача знань новому поколінню накладаються на завдання глобальної кооперації в галузі ЯЕ: «Захід – Схід» та «Північ – Південь»; на передачу знань як у часі, так і в просторі - в нові регіони (насамперед, в країни, що розвиваються, де проживає 4/5 населення планети і використовується менше 1/25 потужностей ЯЕ).

Це спричинило висунення ініціативи зі створення Міжнародного ядерного університету (за ініціативою МАГАТЕ, підтриманої Всесвітньою ядерною асоціацією (ВЯА, WNA) та Всесвітньої асоціації операторів АЕС (ВАО, WANO)) – логічний розвиток ініціатив президента РФ.

Однак у практичній реалізації програми розвитку ЯЕ всередині країни та в реалізації наших технічних проектів на міжнародному ринку дедалі чіткіше виявляються негативні тенденції. Перший дзвінок вже пролунав: програш тендеру у Фінляндії, що означає для фахівців практичну втрату шансів на місце на ринку не тільки в Європі, а й (з тих самих причин, що і у Фінляндії) зниження шансів на успіх у найближчі десятиліття у Китаї, а також інших країнах Азії. Більше того, в найближчому майбутньому ситуація на міжнародному ринку ставатиме набагато менш сприятливою через такі причини:

виведення з експлуатації енергоблоків АЕС, на які Росатом (концерн ТВЕЛ) постачає паливо (Ігналінська АЕС, ряд блоків «Козлодуя» та ін.);
вступ до Євросоюзу країн Східної Європи – власників АЕС з реакторами типу ВВЕР;
закінчення поставок до США ядерного палива за контрактом ВОУ-НОУ після 2013 р.;
введення заводу з центрифужною технологією у США після 2006 р.;
створення транснаціональних корпорацій у ядерній сфері (концентрація ресурсів, зниження витрат);
реалізація нових конкурентних проектів АЕС, що розробляються США (АР-1000,
HTGR) та іншими країнами (EPR).

Крім того, є й низка внутрішніх труднощів, що ускладнюють розвиток ядерної галузі (поряд з нестачею інвестиційних коштів):

виведення з експлуатації АЕС після закінчення терміну служби;
закриття трьох промислових реакторів у Залізногірську та Сіверську;
скорочення запасів дешевої уранової сировини, накопиченої у минулі роки;
обмеження у правах державних унітарних підприємств;
недосконала інвестиційна та тарифна політика.

Навіть за максимально можливого використання власних коштів концернів (відповідно до енергетичної стратегії Росії) внесок АЕС у енергетичний баланс 76 країни буде дуже скромним, незважаючи на величезний технологічний та кадровий потенціал «ядерної» держави.

Ситуація суттєво посилилася останнім часом у зв'язку з реформуванням ядерного комплексу Росії та перетворенням потужного органу державного управління Мінатому на агентство Росатом. На початковому етапі успішного розвитку ядерного оборонного та енергетичного комплексу роль держави була визначальною у всіх відносинах: організаційному, фінансовому та науковому, т.к. цей комплекс визначав державну міць та майбутню економіку країни. Для фахівців очевидно, що ядерний щит країни та ядерні технології світового використання – дві сторони єдиного науково-технологічного комплексу. Без економічно ефективного мирного використання ядерних технологій «ядерний щит» або обрушить економіку Росії, або стане «щитом», який не забезпечує повної безпеки країни.

При цьому основний механізм та фундамент державності Росії – ядерний комплекс виявився поза сферою прямого впливу керівника держави – президента Росії.

Як наслідок, відсутність чіткості у реальній ядерно-енергетичній стратегії призводить до втрати наступності поколінь. Так, Росія – найбільш просунута країна у розвитку реакторів на швидких нейтронах та в галузі вищої ядерної освіти – не має зараз національної програми збереження ядерних знань та досвіду, так само, як не має й національної програми участі у Всесвітньому ядерному університеті.

ПОДАЛЬШИЙ РОЗВИТОК ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ

Подальший ефективний розвиток ядерних технологій через їхню особливу «чутливість» неможливий без тісної міжнародної кооперації. При цьому дуже важливо коректно визначити ту технологічну та «ринкову» нішу, де ще є пріоритет вітчизняних розробок.

На світовому ринку традиційної ЯЕ найближчим часом відбуватиметься подальша експансія Європейського енергетичного реактора (EPR), який виграв тендер у Фінляндії, а також американського АР-1000 та азіатських (корейського та японського) реакторів.

Відсутність завершеного технічного проекту та невизначеність із термінами референтної демонстрації ВВЕР нового покоління (ВВЕР-1500), а також відсутність «стандартного», повністю закінченого проекту ВВЕР-1000, робить вразливою позицію Росії на зовнішньому ринку традиційних енергетичних блоків. Для вибору програми дій необхідний, насамперед, порівняльний аналіз основних показників вітчизняних проектів ВВЕР-1000 та ВВЕР-1500 з їхніми західними конкурентами на момент реалізації.

У цих умовах, враховуючи контрактні зобов'язання в Китаї та Індії, необхідна концентрація коштів на завершенні та демонстрації для внутрішнього та зовнішнього ринків стандартного конкурентоспроможного ВВЕР-1000 та виконання технічного проекту ВВЕР-1500, який можна порівняти за показниками з EPR.

Потенційно сприятливим для Росії може бути ринок (внутрішній та зовнішній) інноваційних малих АЕС. Величезний вітчизняний досвід розробки та створення ЯЕУ для військово-морського та криголамного флоту (понад 500 ЯР) та унікальність вітчизняних водо-водяних та рідкометалевих (Pb-Bi) ядерних енергетичних установок ЯЕУ, поряд з потенційно величезним енергетичним ринком країн, що розвиваються, робить цей напрямок для внутрішнього та зовнішнього ринків. Росія є ідеальним полігоном для демонстрації гармонійного розвитку традиційної ЯЕ (з блоками ВВЕР-1000) та інноваційних розробок малих ЯЕУ (електрика, знесолення, теплофікація). При цьому може бути продемонстровано можливість лізингового постачання «продукту» (ЯЕУ, паливо), а не технології, що є однією з можливостей вирішення проблеми «нерозповсюдження».

Вирішальним тут може стати створення малих транспортабельних АЕС (наприклад, плаваючих) з терміном безперервної роботи (без перевантаження протягом усього терміну роботи) ~ 10–20 років.

Загальновизнаною є роль реакторів на швидких нейтронах для майбутнього розвитку ЯЕ як основи вирішення проблеми паливозабезпечення з використанням уран-плутонієвого, так і торій-уранового замкнутих паливних циклів.

Важливою є роль розробки та впровадження нового покоління реакторів-розмножувачів ядерного палива на швидких нейтронах та нових методів переробки ядерного палива для замикання ядерного паливного циклу та вирішення проблеми практично необмеженого паливозабезпечення ядерної енергетики. Визнаний передовий рівень технології швидких реакторів у Росії – єдиній країні, що експлуатує комерційний реактор цього типу, у поєднанні з досвідом переробки ядерного палива дозволить Росії у довгостроковій перспективі претендувати на роль одного з лідерів світової ЯЕ, що забезпечує послуги з виробництва та переробки ядерного палива. при одночасному зниженні небезпеки розповсюдження ядерної зброї, у тому числі шляхом енергетичної утилізації «збройового» плутонію.

Необхідною та обов'язковою умовою вирішення цієї проблеми є, перш за все, розвиток повністю замкнутого ядерного паливного циклу, що вимагатиме достатньо серйозних капіталовкладень у:

комплекс з виробництва плутонієвого палива для швидких реакторів та МОХ-палива для ВВЕР-реакторів;
комплекс із переробки плутонієвого палива;
комплекс з виробництва та переробки торієвого палива.

Складним для вирішення є питання про будівництво АЕС з БН-800. Будівництво потребує багатьох витрат. Як докази на користь необхідності якнайшвидшого будівництва БН-800 наводиться таке:

відпрацювання уран-плутонієвого палива;
енергетична утилізація «надлишків» збройового плутонію;
збереження знань та досвіду розробки швидких реакторів у Росії.

У той же час питомі капіталовкладення та собівартість електроенергії, що відпускається, для БН-800 істотно перевищують показники АЕС з реакторами ВВЕР.

Крім того, накладним є виконання всього комплексу виробництв із замикання паливного циклу та його використання тільки для одного БН-800.

Реалізація переваг ЯЕ неможлива повною мірою без її участі у виробництві штучного рідкого палива для транспорту та інших промислових застосувань. Створення АЕС з високотемпературними гелієвими реакторами – це шлях використання ядерної енергії для водню та його широкого застосування в ері водневої економіки. Для досягнення цієї мети необхідно завершення розробки проекту та створення демонстраційного блоку для розвитку напрямку високотемпературних реакторів з гелієвим теплоносієм, здатних виробляти тепло з температурою до 1000оС, для виробництва електроенергії з високим ККД у газотурбінному циклі та для постачання високотемпературним теплом та електрикою процесів виробництва водню також технологічних процесів опріснення води, хімічної, нафтопереробної, металургійної та інших галузей промисловості.

Більшість аналітиків визнають, що інноваційні завдання ядерної енергетики мають бути вирішені протягом найближчих двох десятиліть, щоб забезпечити комерційне впровадження нових технологій у тридцяті роки цього століття.

Таким чином, сьогодні ми стоїмо перед гострою необхідністю розробки та впровадження технологічних інновацій, що забезпечують довгостроковий та масштабний розвиток ядерної енергетики країни, ядерних технологій, що забезпечують реалізацію їхньої історичної ролі в майбутньому Росії. Розв'язання цього завдання неможливе самотужки. Потрібна активна співпраця зі світовою ядерною спільнотою. Однак ця світова спільнота виявляє намір залишити нас на узбіччі ядерної дороги.

Розробка інноваційних ядерних технологій – це важке капіталомістке завдання. Її рішення не під силу одній країні. Тому у світовому співтоваристві складається співпраця з розробки інноваційних ядерних технологій – як на міжурядовому рівні, так і на рівні промислових компаній. Показово в цьому

щодо підписаної 28 лютого 2005 р. США, Англією, Францією, Японією та Канадою Угода про розробку ядерних енергетичних систем нового покоління: швидкий гелієвий реактор; швидкий натрієвий реактор; швидкий свинцевий реактор; реактор на розплавах солей; легководний реактор із надкритичними параметрами; надвисокотемпературний реактор. Росія, яка має унікальний досвід щодо деяких з цих технологій, не бере участі в цьому партнерстві. Що це: тимчасове відлучення чи стійка позиція наших західних партнерів?

НЕОБХІДНІ ДІЇ

Необхідна активна державна політика в паливно-енергетичному комплексі країни, спрямована на забезпечення прискореного розвитку ядерної технології: з концентрацією зусиль та засобів для збільшення державної підтримки в інвестиційній політиці та інноваційних проектах ЯЕ.

Необхідне формування фінансово-економічних механізмів підтримки та стимулювання інноваційної діяльності у сфері ядерної енергії.

Очевидно, що ринок без додаткових заходів державного регулювання не виводить економіку країни на високотехнологічну траєкторію розвитку, а атомна енергетика та ядерно-паливний цикл є одним із напрямків структурного зсуву в економіці країни та проривних технологій ХХI століття.

Надається необхідним відновлення ефективних корпоративних зв'язків у ланцюжку «наука – проект – промисловість» на основі економічних методів при посиленні ролі провідних державних наукових центрів, які є та будуть «колективними експертами», які гарантують компетентність рішень державних структур у сфері ядерних технологій.

Потрібна приоритизація інноваційних проектів (зокрема з активною участю російських експертів у міжнародному проекті МАГАТЕ ІНПРО), концентрація зусиль (фінансових та організаційних) на технологіях та досягненнях, здатних забезпечити Росії гідне місце на міжнародному ринку ядерних технологій та розширити експортні можливості країни. Необхідне налагодження міжнародного співробітництва з розробки ядерних систем нового покоління.

Необхідно забезпечення акумулювання, збереження та передачі знань та досвіду в ядерній галузі, з активним залученням дослідників у ядерну галузь шляхом економічного (фінансового та ін.) та організаційного стимулювання студентів, аспірантів та залучення провідних інженерів, дослідників та науковців до роботи у «головних» ядерних галузях. університетах і кафедрах країни: МІФІ, ОІАТЕ, МВТУ, МЕІ, МФТІ, МАІ, МДУ та ін. знань та технологій (інтегрованого науково-освітнього центру).

ВИСНОВОК

Довгострокові інтереси енергетичної та національної безпеки Росії, а також сталий розвиток країни вимагають збільшення частки ядерної енергії у виробництві електрики, водню, промислового та побутового тепла. Нагромаджені за 50 років існування в країні ЯЕ величезний технологічний досвід та науково-технічний потенціал дозволяють Росії, за відповідних умов та інноваційної політики, вийти на «ядерну передову» та стати одним із лідерів наступної ядерної ери на благо свого народу, а також провідним постачальником ядерних технологій, обладнання, знань та досвіду в країнах, що розвиваються.

Основні ядерні технології Ядерні технології – це технології, що базуються на перебігу ядерних реакцій, а також технології, спрямовані на зміну властивостей та переробку матеріалів, що містять радіоактивні елементи, або елементи, на яких протікають ядерні реакції. Ядерні енергетичні технології: -Технології ядерних реакторів на швидких нейтронах -Технології високо- та надвисокотемпературних ядерних реакторів

Ядерні хімічні технології: - Технології ядерних сировинних матеріалів та ядерного палива -Технології матеріалів ядерної техніки Ядерні технології ізотопного збагачення та отримання моноізотопних та особливо чистих речовин: - Газодифузійні технології - Центрифужні технології - Лазерні технології Ядерні медичні технології

Зростання населення і глобального енергоспоживання у світі, гостра нестача енергії, яка тільки збільшуватиметься в міру виснаження природних ресурсів та випереджального зростання потреб у ній; конкуренція, що посилюється, за обмежені і нерівномірно розміщені ресурси органічного палива; загострення комплексу екологічних проблем та наростаючі екологічні обмеження; наростаюча залежність від нестабільної ситуації в районах країн-експортерів нафти та прогресуюче зростання цін на вуглеводні; Положення, непорушні для складання прогнозів у галузі сценаріїв майбутнього:

Наростаюча відмінність у рівні енергоспоживання найбагатших і найбідніших країн, різниця у рівнях енергоспоживання різних країн, що створює потенціал соціальної конфліктності; жорстка конкуренція між постачальниками технологій АЕС; необхідність розширення сфер застосування ядерних технологій та широкомасштабного енерготехнологічного використання ядерних реакторів для виробничих сфер діяльності; необхідність проведення структурних перетворень та реформ у жорстких умовах ринкової економіки та ін. Положення, непорушні для складання прогнозів у галузі сценаріїв майбутнього:

Частки країн у світовій емісії СО 2 США – 24,6% Китай – 13% Росія – 6,4% Японія – 5% Індія – 4% Німеччина – 3,8%. АЕС з електричною потужністю 1 ГВт економить 7 мільйонів тонн викидів СО 2 на рік порівняно з ТЕЦ на вугіллі, 3,2 мільйона тонн викидів СО 2 порівняно з ТЕЦ на газі.

Ядерна еволюція У світі працює близько 440 комерційних ядерних реакторів. Більшість із них перебувають у Європі та США, Японії, Росії, Південній Кореї, Канаді, Індії, Україні та Китаї. За оцінкою МАГАТЕ, принаймні ще 60 реакторів буде введено в дію протягом 15 років. Незважаючи на різноманіття типів і розмірів, існує всього чотири основні категорії реакторів: Покоління 1 - реактори цього покоління розроблені в 1950-і і 1960-і роки, і є видозмінені і укрупнені ядерні реактори військового призначення, призначені для руху підводних човнів або для виробництва плутонію. Покоління 2 – до цієї класифікації відноситься переважна більшість реакторів, що знаходяться у промисловій експлуатації. Покоління 3 – в даний час реактори цієї категорії вводяться в експлуатацію в деяких країнах, переважно в Японії. Покоління 4 – сюди відносяться реактори, що знаходяться на стадії розробки та які планується запровадити через роки.

Ядерна еволюція Реактори Покоління 3 називають «удосконаленими реакторами». Три такі реактори вже функціонують у Японії, більша кількість перебуває у стадії розробки чи будівництва. На стадії розробки знаходиться близько двадцяти різних типів реакторів цього покоління. Більшість є «еволюційними» моделями, розробленими з урахуванням реакторів другого покоління, з внесеними змінами, зробленими з урахуванням новаторських підходів. За даними Всесвітньої ядерної асоціації, покоління 3 характеризується такими пунктами: Стандартизований проект кожного типу реактора дозволяє прискорити процедуру ліцензування, знизити витрати основних засобів та тривалість будівельних робіт. Спрощена і міцніша конструкція, що робить їх більш простими у використанні і менш сприйнятливими до збоїв у процесі експлуатації. Високий коефіцієнт готовності та більш тривалий період експлуатації – приблизно шістдесят років. Зниження можливості виникнення аварій із розплавленням активної зони Мінімальна дія на навколишнє середовище. Глибоке вигоряння палива для зниження його витрати та кількості відходів виробництва. Покоління 3

Ядерні реактори третього покоління Європейський реактор з водою під тиском (EPR) EPR – це модель, розроблена на основі французького N4 та німецького KONVOI – розробок другого покоління, запущених в експлуатацію у Франції та Німеччині. Модульний реактор з кульовим засипанням (PBMR) PBMR є високотемпературним газоохолоджуваним реактором (HTGR). Реактор з водою під тиском Існують такі типи дизайнів великих ректорів: APWR (розробники - компанії Mitsubishi та Westinghouse), APWR+ (японська компанія Mitsubishi), EPR (французька компанія Framatome ANP), AP-1000 (американська компанія Westinghouse), KSN 1400 (корейські компанії) та CNP-1000 (Китайська національна ядерна корпорація). У Росії компаніями Атоменергопроект та Гідропрес розроблено вдосконалений ВВЕР-1200.

Концепції реакторів, вибрані для Покоління 4 GFR - Реактор на швидких нейтронах з газовим охолодженням LFRРеактор на швидких нейтронах, що охолоджується свинцем MSR - Реактор на розплавлених солях: Уранове паливо розплавляється в солі фториду натрію, циркулі. Реактор на швидких нейтронах з натрієвим охолодженням VHTR – Надвисокотемпературний реактор: Потужність реактора 600 МВт, активна зона охолоджується гелієм, графітовий сповільнювач. Розглядається як найбільш перспективна і перспективна система, спрямована на вироблення водню. Виробництво електроенергії на VHTR має стати високоефективним.

Наукові дослідження – основа діяльності та розвитку атомної галузі Вся практична діяльність атомної енергетики спирається на результати фундаментальних та прикладних досліджень властивостей матерії Фундаментальні дослідження: фундаментальні властивості та структура матерії, нові джерела енергії на рівні фундаментальних взаємодій Дослідження та управління властивостями матеріалів – Радіаційне матеріалознавство, створення конструкційних корозійно-стійких, жароміцних, радіаційно-стійких сталей, сплавів та композиційних матеріалів

Наукові дослідження – основа діяльності та розвитку атомної галузі Конструювання, проектування, технології. Створення приладів, обладнання, засобів автоматизації, діагностики, контролю (загальне, середнє та точне машинобудування, приладобудування) Моделювання процесів. Розвиток математичних моделей, розрахункових методів та алгоритмів. Розробка методів паралельних обчислень для проведення нейтронно-фізичних, термодинамічних, механічних, хімічних та інших розрахункових досліджень із застосуванням суперкомп'ютерів

АЕ в середньостроковій перспективі У світі до 2030 року очікується подвоєння потужностей АЕ Очікуване зростання потужностей АЕ може бути забезпечене на основі подальшого розвитку технологій реакторів на теплових нейтронах і розімкнутого ЯТЦ Основні проблеми сучасної АЕ пов'язані з накопиченням ВЯП (це не РАВ!) та ризиком поширення світі чутливих технологій ЯТЦ та ядерних матеріалів

Завдання щодо створення технологічної бази великомасштабної АЕ Освоєння та впровадження в АЕ реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах Повне замикання ядерного паливного циклу в АЕ за всіма матеріалами, що діляться Організація мережі міжнародних ядерних паливно-енергетичних центрів з надання комплексу послуг в області ЯТЦ Освоєння та впровадження для промислового теплопостачання, виробництва водню, опріснення води та ін.

ОТРИМАННЯ І ЗАСТОСУВАННЯ ВОДОРОДУ При окисленні метану на нікелевому каталізаторі можливі наступні основні реакції: СН 4 + Н 2 Про З + ЗН 2 – 206 кДж СН 4 + СО 2 2СО + 2Н 2 – 248 кДж CH 4 + 2 кДж СО + Н 2 Про СО 2 + Н кДж Високотемпературну конверсію здійснюють відсутність каталізаторів при температурах °С і тисках до 3035 кгс/см 2, або 33,5 Мн/м 2 ; при цьому відбувається майже повне окислення метану та ін. Вуглеводнів киснем до CO і H 2. CO і H 2 легко поділяються.

ОТРИМАННЯ І ЗАСТОСУВАННЯ ВОДОРОДУ Відновлення заліза з руди: 3CO + Fe 2 O 3 2Fe + 3CO 2 Водень здатний відновлювати багато металів з їх оксидів (такі, як залізо (Fe), нікель (Ni), свинець (Pb), вин , мідь (Cu) та ін.). Так, при нагріванні до температури °C і вище відбувається відновлення заліза (Fe) воднем з будь-якого оксиду, наприклад: Fe 2 O 3 + 3H 2 = 2Fe + 3H 2 O

Висновок Незважаючи на всі свої проблеми, Росія залишається великою «ядерною» державою, як з точки зору військової могутності, так і в рамках потенціалу економічного розвитку (ядерні технології в Росії). Ядерний щит - гарант незалежної економічної політики Росії та стабільності в усьому світі. Вибір ядерної промисловості як локомотива економіки дозволить спочатку підтягнути на гідний рівень машинобудування, приладобудування, автоматику та електроніку та інших., під час чого відбудеться закономірний перехід кількості якість.

Реактори покоління 3 називають «удосконаленими реакторами». Три такі реактори вже функціонують у Японії, більша кількість перебуває у стадії розробки чи будівництва. На стадії розробки знаходиться близько двадцяти різних типів реакторів цього покоління. Більшість є «еволюційними» моделями, розробленими з урахуванням реакторів другого покоління, з внесеними змінами, зробленими з урахуванням новаторських підходів. За даними Всесвітньої ядерної асоціації, покоління 3 характеризується такими пунктами: Стандартизований проект кожного типу реактора дозволяє прискорити процедуру ліцензування, знизити витрати основних засобів та тривалість будівельних робіт. Спрощена і міцніша конструкція, що робить їх більш простими у використанні і менш сприйнятливими до збоїв у процесі експлуатації. Високий коефіцієнт готовності та більш тривалий період експлуатації – приблизно шістдесят років. Зниження можливості виникнення аварій із розплавленням активної зони Мінімальна дія на навколишнє середовище. Глибоке вигоряння палива для зниження його витрати та кількості відходів виробництва.

При цьому енергія зв'язку кожного нуклону з іншими залежить від загальної кількості нуклонів у ядрі, як показано на графіку праворуч. З графіка видно, що з легких ядер із збільшенням кількості нуклонів енергія зв'язку зростає, а й у важких падає. Якщо додавати нуклони в легкі ядра або видаляти нуклони з важких атомів, ця різниця в енергії зв'язку виділятиметься у вигляді кінетичної енергії частинок, що вивільняються в результаті цих дій. Кінетична енергія (енергія руху) частинок перетворюється на тепловий рух атомів після зіткнення частинок з атомами. Таким чином, ядерна енергія проявляється у вигляді нагрівання.

Зміна складу ядра називається ядерним перетворенням чи ядерної реакцією. Ядерна реакція зі збільшенням кількості нуклонів у ядрі називається термоядерною реакцією або ядерним синтезом. Ядерна реакція із зменшенням кількості нуклонів у ядрі називають ядерним розпадом чи розподілом ядра.

Поділ ядра

Розподіл ядра може бути мимовільним (спонтанним) і викликаним зовнішнім впливом (індукованим).

Спонтанний поділ

Сучасна наука вважає що всі хімічні елементи важчі за водень були синтезовані в результаті термоядерних реакцій усередині зірок. Залежно кількості протонів і нейтронів ядро може бути стабільно чи виявляти схильність до мимовільному поділу кілька частин. Після закінчення життя зірок стабільні атоми утворили відомий нам світ, а нестабільні поступово розпадалися до утворення стабільних. На Землі до наших днів у промислових кількостях збереглося лише два таких нестабільних ( радіоактивних) хімічних елемента - уран і торій. Інші нестабільні елементи одержують штучно в прискорювачах чи реакторах.

Ланцюгова реакція

Деякі важкі ядра легко приєднують зовнішній вільний нейтрон, стають у своїй нестабільними і розпадаються, викидаючи кілька нових вільних нейтронів. У свою чергу ці нейтрони, що звільнилися, можуть потрапити в сусідні ядра і також викликати їхній розпад з виходом чергових вільних нейтронів. Такий процес називається ланцюговою реакцією. Щоб ланцюгова реакція відбулася, потрібно створити специфічні умови: сконцентрувати в одному місці досить багато речовини, здатної до ланцюгової реакції. Щільність та обсяг цієї речовини повинні бути достатні щоб вільні нейтрони не встигали залишити речовину, взаємодіючи з ядрами з високою ймовірністю. Цю ймовірність характеризує коефіцієнт розмноження нейтронів. Коли об'єм, щільність і конфігурація речовини дозволять коефіцієнту розмноження нейтронів досягти одиниці, то почнеться ланцюгова реакція, що самопідтримується, а масу речовини, що ділиться, назвуть критична маса . Звичайно, кожен розпад у цьому ланцюжку призводить до виділення енергії.

Люди навчилися здійснювати ланцюгову реакцію у спеціальних конструкціях. Залежно від необхідних темпів ланцюгової реакції та її тепловиділення ці конструкції називаються ядерною зброєю чи ядерними реакторами. У ядерній зброї здійснюється лавиноподібна некерована ланцюгова реакція з максимально досяжним коефіцієнтом розмноження нейтронів, щоб досягти максимального енерговиділення, перш ніж настане теплове руйнування конструкції. У ядерних реакторах намагаються досягти стабільного нейтронного потоку та тепловиділення, щоб реактор виконував свої завдання та не зруйнувався від надлишкових теплових навантажень. Такий процес називають керованою ланцюговою реакцією.

Керована ланцюгова реакція

У ядерних реакторах створюють умови для керованої ланцюгової реакції. Як відомо з сенсу ланцюгової реакції, її темпом можна керувати змінюючи коефіцієнт розмноження нейтронів. Для цього можна змінювати різноманітні параметри конструкції: щільність речовини, що ділиться, енергетичний спектр нейтронів, вводити речовини-поглиначі нейтронів, додавати нейтрони від зовнішніх джерел і т. п.

Однак ланцюгова реакція дуже швидкий лавиноподібний процес, надійно керувати ним безпосередньо практично неможливо. Тому для управління ланцюговою реакцією велике значення мають запізнювальні нейтрони - нейтрони, що утворюються при спонтанному розпаді нестабільних ізотопів, що утворилися в результаті первинних розпадів матеріалу, що ділиться. Час від первинного розпаду до нейтронів, що запізнюються, варіюється від мілісекунд до хвилин, а частка нейтронів, що запізнюються, в нейтронному балансі реактора досягає одиниць відсотків. Такі значення часу дозволяють регулювати процес механічними методами. Коефіцієнт розмноження нейтронів з урахуванням нейтронів, що запізнюються, називають ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів, а замість критичної маси ввели поняття реактивність ядерного реактора.

На динаміку керованої ланцюгової реакції впливають інші продукти поділу, деякі з яких можуть ефективно поглинати нейтрони (так звані нейтронні отрути). Після початку ланцюгової реакції вони накопичуються в реакторі, зменшуючи ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів та реактивність реактора. Через деякий час настає баланс накопичення та розпаду таких ізотопів і реактор входить у стабільний режим. Якщо заглушити реактор, то нейтронні отрути ще довгий час зберігаються в реакторі, ускладнюючи його повторний запуск. Характерний час життя нейтронних отрут у ланцюжку розпаду урану до півдоби. Нейтронні отрути заважають ядерним реакторам швидко змінювати потужність.

Ядерний синтез

Нейтронний спектр

Розподіл енергій нейтронів у нейтронному потоці прийнято називати спектром нейтронів. Енергія нейтрону визначає схему взаємодії нейтрону з ядром. Прийнято виділяти кілька діапазонів енергій нейтронів, з яких для ядерних технологій є значущими:

Теплові нейтрони Названі оскільки знаходяться в енергетичній рівновазі з тепловими коливаннями атомів і не передають їм свою енергію при пружних взаємодіях.
Резонансні нейтрони. Названо так, що переріз взаємодії деяких ізотопів з нейтронами цих енергій має яскраво виражені нерівномірності.
Швидкі нейтрони. Нейтрони цих енергій зазвичай виходять у результаті ядерних реакцій.

Миттєві та запізнювальні нейтрони

Ланцюгова реакція дуже швидкий процес. Час життя одного покоління нейтронів (тобто середній час від виникнення вільного нейтрону до його поглинання наступним атомом і народження наступних вільних нейтронів) набагато менше мікросекунди. Такі нейтрони називають миттєвими. При ланцюговій реакції з коефіцієнтом розмноження 1,1 через 6 мкс кількість миттєвих нейтронів і енергія, що виділяється, зростуть у 10 26 разів. Надійно керувати таким швидким процесом неможливо. Тому для керованої ланцюгової реакції велике значення мають нейтрони, що запізнюються. Запізнювальні нейтрони виникають при мимовільному розпаді уламків поділу, що залишилися після первинних ядерних реакцій.

Матеріалознавство

Ізотопи

У навколишній природі люди зазвичай стикаються з властивостями речовин, що зумовлені структурою електронних оболонок атомів. Наприклад, саме електронні оболонки цілком відповідають за хімічні властивості атома. Тому до ядерної ери наука не поділяла речовини з маси ядра, лише з його електричному заряду. Однак з появою ядерних технологій з'ясувалося, що всі добре відомі прості хімічні елементи мають безліч - іноді десятки - різновидів з різною кількістю нейтронів в ядрі і, відповідно, абсолютно різними ядерними властивостями. Ці різновиди почали називати ізотопами хімічних елементів. Більшість хімічних елементів, що зустрічаються в природі, є сумішами декількох різних ізотопів.

Переважна більшість відомих ізотопів є нестабільними та у природі не зустрічаються. Їх отримують штучно вивчення чи використання ядерних технологіях. Поділ сумішей ізотопів одного хімічного елемента, штучне одержання ізотопів, вивчення властивостей цих ізотопів – одні з основних завдань ядерних технологій.

Матеріали, що діляться

Деякі ізотопи нестабільні та розпадаються. Однак розпад відбувається не відразу після синтезу ізотопу, а через деякий характерний для цього ізотопу час, званий періодом напіврозпаду. З назви очевидно, що це час, за який розпадається половина ядер нестабільного ізотопу, що були.

У природі нестабільні ізотопи майже не зустрічаються, оскільки навіть найдовгоживучі встигли повністю розпастись за ті мільярди років, що пройшли після синтезу навколишніх речовин у термоядерній топці давно згаслої зірки. Винятків лише три: це два ізотопи урану (уран-235 і уран-238) і один ізотоп торію - торій-232. Крім них у природі можна знайти сліди інших нестабільних ізотопів, що утворилися в результаті природних ядерних реакцій: розпад цих трьох винятків і впливу космічних променів на верхні шари атмосфери.

Нестабільні ізотопи є основою практично всіх ядерних технологій.

Підтримують ланцюгову реакцію

Окремо виділяють дуже важливу для ядерних технологій групу нестабільних ізотопів, здатних підтримувати ядерну ланцюгову реакцію. Щоб підтримувати ланцюгову реакцію, ізотоп повинен добре поглинати нейтрони з подальшим розпадом, у результаті якого утворюється кілька нових вільних нейтронів. Людству неймовірно пощастило, що серед нестабільних ізотопів, що збереглися в природі в промислових кількостях, виявився один, який підтримує ланцюгову реакцію: уран-235. Ще два ізотопу, що зустрічаються в природі (уран-238 і торій-232) можуть бути відносно легко перетворені в ізотопи, що підтримують ланцюгову реакцію (плутоній-239 і уран-233 відповідно). Технології залучення урану-238 в промислову енергетику в даний час знаходяться в дослідній експлуатації в рамках замикання ядерно-паливного циклу. Технології залучення торію-232 обмежені науково-дослідними роботами.

Конструкційні матеріали

Поглиначі, сповільнювачі та відбивачі нейтронів

Для отримання ланцюгової реакції та управління нею дуже важливі особливості взаємодії матеріалів із нейтронами. Виділяють три основні нейтронні властивості матеріалів: уповільнення нейтронів, поглинання нейтронів та відображення нейтронів.

При пружному розсіюванні вектор руху нейтрону змінюється. Якщо оточити активну зону реактора або ядерний заряд речовиною з великим перерізом розсіювання, то з деякою ймовірністю нейтрон, що вилетів із зони ланцюгової реакції, відобразиться назад і не буде втрачений. Також як відбивач нейтронів використовують речовини, що реагують з нейтронами з утворенням нових нейтронів, наприклад уран-235. У цьому випадку так само є істотна ймовірність, що нейтрон, що вилетів з активної зони, прореагує з ядром речовини відбивача і знову утворені вільні нейтрони повернуться в зону протікання ланцюгової реакції. Відбивачі використовуються для зменшення витоку нейтронів із малогабаритних ядерних реакторів та підвищення ефективності ядерних зарядів.

Нейтрон може бути поглинений ядром без випромінювання нових нейтронів. З погляду ланцюгової реакції такий нейтрон губиться. Майже всі ізотопи всіх речовин можуть поглинати нейтрони, але ймовірність (перетин) поглинання у всіх ізотопів різна. Матеріали, що мають значні перерізи поглинання нейтронів, іноді використовуються в ядерних реакторах для управління ланцюговою реакцією. Такі речовини називають поглиначами нейтронів. Наприклад, бор-10 використовується регулювання ланцюгової реакції. Гадоліній-157 і ербій-167 використовуються як виглинаючі поглиначі нейтронів, що компенсують вигоряння речовини, що ділиться в ядерних реакторах з тривалими паливними кампаніями.

Історія

Відкриття

На початку XX століття величезний внесок у вивчення іонізуючих випромінювань і структури атомів зробив Резерфорд. Ернест Волтон і Джон Кокрофт змогли вперше розщепити ядро атома.

Збройові ядерні програми

Наприкінці 30-х років XX століття фізики усвідомили можливість створення потужної зброї на основі ланцюгової ядерної реакції. Це призвело до високого інтересу держави до ядерних технологій. Перша масштабна державна атомна програма з'явилася Німеччині 1939 року (див. німецька ядерна програма). Проте війна ускладнила постачання програми і після розгрому Німеччини 1945 року програму було закрито без значних результатів. У 1943 році в США почалася масштабна програма під кодовою назвою Манхеттенський проект. У 1945 році в рамках цієї програми було створено та випробувано першу у світі ядерну бомбу. Ядерні дослідження у СРСР велися з 20-х. У 1940 році опрацьовується перша радянська теоретична конструкція ядерної бомби. Ядерні розробки у СРСР стають секретними з 1941 року. Перша радянська ядерна бомба випробувана 1949 року.

Основний внесок у енерговиділення перших ядерних боєприпасів вносила реакція поділу. Проте реакція синтезу знаходила застосування в якості додаткового джерела нейтронів для збільшення кількості прореагував речовини, що ділиться. У 1952 році в США і 1953 в СРСР були випробувані конструкції, в яких більша частина енерговиділення створювалася реакцією синтезу. Таку зброю назвали термоядерною. У термоядерному боєприпасі реакція поділу служить для «запалювання» термоядерної реакції, не вносячи суттєвого внеску у загальну енергетику зброї.

Ядерна енергетика

Перші ядерні реактори були експериментальними або збройовими, тобто призначеними для напрацювання збройового плутонію з урану. Створюване ними тепло скидали в довкілля. Низькі робочі потужності та малі різниці температур ускладнювали ефективне використання такого низькопотенційного тепла для роботи традиційних теплових машин. 1951 року було перше використання цього тепла для електрогенерації: у США в контур охолодження експериментального реактора встановили парову турбіну з електрогенератором. У 1954 році в СРСР збудували першу атомну електростанцію, спочатку спроектовану для цілей електроенергетики.

Технології

Ядерну зброю

Існує багато способів завдати шкоди людині за допомогою ядерних технологій. Але на озброєння держав прийняли лише ядерну зброю вибухової дії на основі ланцюгової реакції. Принцип роботи такої зброї простий: потрібно максимально збільшити коефіцієнт розмноження нейтронів у ланцюговій реакції, щоб якнайбільше ядер вступило в реакцію і виділило енергію до того, як конструкція зброї буде зруйнована теплом, що виділяється. Для цього треба або збільшити масу речовини, що ділиться, або збільшити його щільність. Причому зробити це треба максимально швидко, інакше повільне зростання енерговиділення розплавить та випарує конструкцію без вибуху. Відповідно було розроблено два підходи до побудови ядерного вибухового пристрою:

Схема із збільшенням маси, так звана гарматна схема. Два підкритичні шматки ділиться речовини встановлювалися в стовбурі артилерійської зброї. Один шматок закріплювався наприкінці ствола, інший виступав у ролі снаряда. Постріл зближував шматки, починалася ланцюгова реакція та відбувався вибуховий енерговиділення. Досяжні швидкості зближення у такій схемі обмежувалися парою км/сек.
Схема зі збільшенням густини, так звана імплозивна схема. Заснована на особливостях металургії штучного ізотопу плутонію. Плутоній здатний утворювати стабільні алотропні модифікації, що відрізняються щільністю. Ударна хвиля, проходячи за обсягом металу, здатна перевести плутоній з нестійкої модифікації низької щільності високощільну. Ця особливість дозволила переводити плутоній із низькощільного підкритичного стану в надкритичний зі швидкістю поширення ударної хвилі в металі. Для створення ударної хвилі застосували звичайну хімічну вибухівку, розташувавши її навколо плутонієвої збірки так, щоб вибух стискав кулясту збірку з усіх боків.

Обидві схеми були створені та випробувані практично одночасно, але імплозивна схема виявилася ефективнішою та компактнішою.

Нейтронні джерела

Іншим обмежувачем енерговиділення є швидкість зростання кількості нейтронів у ланцюговій реакції. У підкритичному матеріалі йде мимовільний розпад атомів. Нейтрони цих розпадів стають першими в лавиноподібній ланцюговій реакції. Однак для максимального енерговиділення вигідно спочатку прибрати всі нейтрони з речовини, потім перевести його в надкритичний стан і потім ввести в речовину запальні нейтрони в максимальній кількості. Щоб домогтися цього вибирають речовину, що ділиться з мінімальним забрудненням вільними нейтронами від мимовільних розпадів, а в момент переведення в надкритичний стан додають нейтронів із зовнішніх імпульсних джерел нейтронів.

Джерела додаткових нейтронів будуються різних фізичних принципах. Спочатку поширення набули вибухові джерела, засновані на перемішуванні двох речовин. Радіоактивний ізотоп, зазвичай полоній-210, перемішувався з берилію ізотопом. Альфа випромінювання полонію викликало ядерну реакцію берилію з виходом нейтронів. Згодом їх замінили на джерела на базі мініатюрних прискорювачів, на цілі яких здійснювалася реакція ядерного синтезу з нейтронним виходом.

Крім запальних джерел нейтронів виявилося вигідно вводити в схему додаткові джерела, які спрацьовують від ланцюгової реакції, що почалася. Такі джерела будувалися з урахуванням реакцій синтезу легких елементів. Ампули з речовинами типу дейтериду літію-6 встановлювалися в порожнину у центрі плутонієвої ядерної збірки. Потоки нейтронів і гамма-променів від ланцюгової реакції, що розвивається, розігрівали ампулу до температур термоядерного синтезу, а плазма вибуху обтискала ампулу, допомагаючи температурі тиском. Починалася реакція синтезу, що постачала додаткові нейтрони ланцюгової реакції поділу.

Термоядерна зброя

Джерела нейтронів з урахуванням реакції синтезу самі були значним джерелом тепла. Однак розміри порожнини в центрі плутонієвої збірки не могли вмістити багато речовини для синтезу, а при розміщенні поза плутонієвим ядром, що не ділилося б отримати необхідних для синтезу умов за температурою і тиском. Необхідно було оточити речовину для синтезу додатковою оболонкою, яка, сприймаючи енергію ядерного вибуху, забезпечила б ударне обтискання. Зробили велику ампулу з урану-235 та встановили її поряд з ядерним зарядом. Потужні потоки нейтронів від ланцюгової реакції спричинять лавину поділів атомів урану ампули. Незважаючи на підкритичність конструкції уранової ампули, сумарна дія гамма променів і нейтронів від ланцюгової реакції запального ядерного вибуху та власних поділів ядер ампули дозволить створити всередині ампули умови для синтезу. Тепер розміри ампули з речовиною для синтезу виявилися практично необмеженими і внесок енерговиділення від ядерного синтезу багаторазово перевищив енерговиділення ядерного вибухового вибуху. Таку зброю почали називати термоядерною.

На основі керованої ланцюгової реакції розподілу важких ядер. В даний час це єдина ядерна технологія, що забезпечує економічно виправдану промислову генерацію електроенергії на атомних електростанціях.

За підсумками реакції синтезу легких ядер. Незважаючи на добре відому фізику процесу, побудувати економічно виправдану електростанцію поки не вдалося.

Атомна електростанція

Серцем атомної електростанції є ядерний реактор - пристрій, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція поділу важких ядер. Енергія ядерних реакцій виділяється у вигляді кінетичної енергії уламків поділу і перетворюється на тепло за рахунок пружних зіткнень цих уламків з іншими атомами.

Паливний цикл

Відомий лише один природний ізотоп, здатний до ланцюгової реакції – уран-235. Його промислові запаси невеликі. Тому вже сьогодні інженери шукають шляхів напрацювання дешевих штучних ізотопів, які підтримують ланцюгову реакцію. Найбільш перспективний плутоній, що напрацьовується із поширеного ізотопу уран-238 шляхом захоплення нейтрону без поділу. Його нескладно напрацьовувати у тих самих енергетичних реакторах як побічний продукт. За певних умов можлива ситуація, коли напрацювання штучного матеріалу, що ділиться, повністю покриває потреби наявних АЕС. У цьому випадку говорять про замкнутий паливний цикл, що не вимагає надходження матеріалу, що ділиться з природного джерела.

Ядерні відходи

Відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП) та конструкційні матеріали реактора з наведеною радіоактивністю є потужними джерелами небезпечних іонізуючих випромінювань. Технології роботи з ними інтенсивно вдосконалюються в напрямку мінімізації кількості відходів, що зберігаються, і зменшення терміну їх небезпеки. ВЯП також є джерелом цінних радіоактивних ізотопів для промисловості та медицини. Переробка ВЯП необхідний етап замикання паливного циклу.