Comment l'énergie du noyau atomique peut-elle être utilisée? Énergie atomique. Réacteur nucléaire naturel

Lorsqu'il est devenu clair que les sources d'hydrocarbures de matières premières telles que le pétrole, le gaz et le charbon étaient épuisées. Cela signifie que nous devons rechercher de nouveaux types d'énergie. Maintenant, une question très sérieuse s'est posée concernant la possibilité de changements climatiques catastrophiques associés au fait que les centrales thermiques conventionnelles créent une couche de gaz à effet de serre. Et en conséquence, le réchauffement climatique a lieu sur la Terre. C'est absolument certain. Nous devons rechercher de nouveaux types d'énergie qui ne conduisent pas à cela.

Kuvshinov Vyacheslav Ivanovich:
La structure de l'atome et la structure de l'atome (ce qu'il a à l'intérieur du noyau) ne sont devenues connues qu'au siècle dernier. Au cours de la Seconde Guerre mondiale, il est devenu clair qu'une énergie colossale pouvait être extraite du noyau de l'atome. Naturellement, une option a été réfléchie sur la manière de l'utiliser du point de vue des armes, du point de vue d'une bombe atomique.
Et seulement dans les années 50, la question de l'utilisation pacifique de l'énergie atomique s'est posée, le concept d '«atome pacifique» s'est posé.

La première centrale nucléaire de l'Union soviétique a été construite à Obninsk. Il est curieux que le directeur de la première centrale nucléaire soit l'académicien Andrei Kapitonovich Krasin, qui, soit dit en passant, est devenu plus tard le directeur de l'Institut Sosny pour l'énergie et la recherche nucléaire.

Kuvshinov Vyacheslav Ivanovich:
Prenez les protons et les neutrons qui composent le noyau. S'ils se trouvent à l'intérieur du noyau, ils sont étroitement liés par les forces nucléaires. Pourquoi est-il bondé? Parce que, par exemple, deux protons - ont la même charge électrique, ils doivent repousser colossalement, cependant, ils sont rapprochés. Ainsi, il y a des forces nucléaires à l'intérieur du noyau. Et il s'avère qu'une partie de la masse des protons et des neutrons est convertie en énergie. Et il y a une formule si célèbre, qui est maintenant même écrite sur des T-shirts E \u003d Mc2... E est l'énergie, M est la masse des particules, DE au carré est la vitesse de la lumière.
Il s'avère qu'il existe également une énergie spéciale associée à la masse corporelle. Et s'il y a de l'énergie stockée dans le noyau, si le noyau est divisé, alors cette énergie est libérée sous la forme de l'énergie des fragments. Et c'est sa quantité (E) qui est égale à (M) par (carré de la vitesse de la lumière). À la suite de la fission d'un noyau, vous avez de l'énergie sous la forme de l'énergie des fragments.
Il est intéressant ici que lorsqu'une grande quantité de fission, par exemple de l'uranium combustible, se produit, une réaction nucléaire en chaîne se produit. Cela signifie que les noyaux se divisent presque simultanément. En même temps, une énorme quantité d'énergie est libérée. Par exemple, 1,5 kg de combustible à l'uranium peut remplacer 1,5 wagons de charbon.

Quel rôle joue la vitesse de la lumière dans cette formule universelle?

Kuvshinov Vyacheslav Ivanovich:
Einstein a construit ses formules pour changer la vitesse de la lumière d'un système de coordonnées à un autre, d'où il résulte que la vitesse de la lumière est constante et que toutes les autres vitesses des autres corps et objets changent. Il est curieux que la formule de relativité d'Einstein implique que le voyage dans le temps est possible! De là découle le soi-disant «paradoxe des jumeaux». Il s'agit du fait que l'un des jumeaux, qui est dans une fusée accélérée à une vitesse proche de la vitesse de la lumière, vieillira moins que son frère, qui reste sur Terre.

Kuvshinov Vyacheslav Ivanovich, professeur, directeur général de l'Institut commun pour l'énergie et la recherche nucléaire Sosny:
Selon l'AIEA, seule l'inclusion de l'énergie nucléaire donne le coût de l'électricité le plus bas. Les Biélorusses verront cet avantage dans leurs "zips".

Selon les études de l'AIEA, d'ici 2020, comme on dit, un trou apparaîtra dans le bilan énergétique et énergétique de la Biélorussie. Les experts affirment que combler l'écart de consommation d'énergie ne sera possible qu'avec l'aide d'une centrale nucléaire en fonctionnement.

Selon l'AIEA, il y a 441 unités de puissance dans le monde. Il y a 5 centrales nucléaires autour de la Biélorussie. En Ukraine voisine, la centrale nucléaire de Rivne fonctionne, en Russie - Smolensk, Leningradskaya et en cours de construction la centrale nucléaire de la Baltique.

Nikolay Grusha, directeur du département de l'énergie nucléaire du ministère de l'Énergie de la République du Bélarus:
La tâche principale de la construction d'une centrale nucléaire et, en général, la tâche principale de la politique énergétique de la République du Bélarus est de réduire la dépendance vis-à-vis de l'approvisionnement en gaz naturel.
La mise en service d'une centrale nucléaire d'une capacité de plus de 2 millions de kilowatts, dans un premier temps, générera environ 27 à 29% de toute l'électricité produite par la centrale nucléaire. Cela remplacera environ 5 milliards mètres cubes gaz naturel. C'est-à-dire près d'un quart de ce que nous consommons aujourd'hui.

Dans la nature, l'énergie nucléaire est libérée dans les étoiles, et par les humains, elle est principalement utilisée dans les armes nucléaires et l'énergie nucléaire, en particulier, dans les centrales nucléaires.

Fondamentaux physiques

Énergie de communication

Bien que le noyau soit constitué de nucléons, la masse du noyau n'est pas simplement la somme des masses des nucléons. L'énergie qui maintient ces nucléons ensemble est observée comme la différence dans la masse du noyau et les masses de ses nucléons individuels constitutifs, précis au coefficient c 2, reliant masse et énergie par l'équation E \u003d m ⋅ c 2. (\\ Displaystyle E \u003d m \\ cdot c ^ (2).) Ainsi, après avoir déterminé la masse d'un atome et la masse de ses composants, il est possible de déterminer l'énergie moyenne par nucléon retenant ensemble différents noyaux.

On peut voir sur le graphique que les noyaux très légers ont une énergie de liaison par nucléon plus faible que les noyaux légèrement plus lourds (sur le côté gauche du graphique). C'est la raison pour laquelle l'énergie est libérée dans les réactions thermonucléaires (c'est-à-dire lorsque les noyaux légers fusionnent). Inversement, les noyaux très lourds sur le côté droit du graphe ont une énergie de liaison par nucléon plus faible que les noyaux de masse moyenne. À cet égard, la fission des noyaux lourds est également énergétiquement favorable (c'est-à-dire qu'elle se produit avec la libération d'énergie nucléaire). Il convient également de noter que lors de la fusion (à gauche), la différence de masse est beaucoup plus grande que lors de la division (à droite).

L'énergie nécessaire pour diviser complètement un noyau en nucléons séparés est appelée énergie de communication E du noyau. Énergie de liaison spécifique (c'est-à-dire l'énergie de liaison par nucléon, ε \u003d E de / UNE où UNE - le nombre de nucléons dans le noyau, ou le nombre de masse), n'est pas le même pour différents éléments chimiques et même pour les isotopes d'un même élément chimique. L'énergie de liaison spécifique d'un nucléon dans un noyau varie en moyenne de 1 MeV dans les noyaux légers (deutérium) jusqu'à 8,6 MeV dans les noyaux de masse moyenne (avec un nombre de masse ET ≈ 100). Noyaux lourds ( ET ≈ 200), l'énergie de liaison spécifique d'un nucléon est inférieure à celle des noyaux de masse moyenne, d'environ 1 MeV, de sorte que leur transformation en noyaux de poids moyen (division en 2 parties) s'accompagne de la libération d'énergie dans un quantité d'environ 1 MeV par nucléon, ou d'environ 200 MeV par noyau. La transformation des noyaux légers en noyaux plus lourds donne un gain d'énergie encore plus important par nucléon. Ainsi, par exemple, la réaction de combinaison de noyaux de deutérium et de tritium

1 D 2 + 1 T 3 → 2 H e 4 + 0 n 1 (\\ displaystyle \\ mathrm ((_ (1)) D ^ (2) + (_ (1)) T ^ (3) \\ rightarrow (_ ( 2)) He ^ (4) + (_ (0)) n ^ (1)))

accompagné de la libération d'énergie 17,6 MeV, soit 3,5 MeV par nucléon.

Fission des noyaux

L'apparition de 2,5 neutrons par événement de fission permet une réaction en chaîne si au moins un de ces 2,5 neutrons peut produire une nouvelle fission du noyau d'uranium. Normalement, les neutrons émis ne fissent pas immédiatement les noyaux d'uranium, mais doivent d'abord être ralentis à des vitesses thermiques (2200 m / s à T \u003d 300 K). La décélération est obtenue le plus efficacement avec l'aide des atomes environnants d'un autre élément avec un petit UNE comme l'hydrogène, le carbone, etc., un matériau appelé modérateur.

Certains autres noyaux peuvent également se fissioner en capturant des neutrons lents, comme le 233 U ou le 239. Cependant, la fission par neutrons rapides (haute énergie) de noyaux tels que 238 U (c'est 140 fois plus de 235 U) ou 232 (c'est 400 fois plus de 235 U dans la croûte terrestre) est également possible.

La théorie élémentaire de la fission a été créée par Niels Bohr et J. Wheeler en utilisant le modèle de gouttelettes du noyau.

La fission nucléaire peut également être obtenue avec des particules alpha rapides, des protons ou des deutons. Cependant, ces particules, contrairement aux neutrons, doivent avoir une énergie élevée pour franchir la barrière coulombienne du noyau.

Libération d'énergie nucléaire

On connaît des réactions nucléaires exothermiques qui libèrent de l'énergie nucléaire.

Habituellement, pour obtenir de l'énergie nucléaire, une réaction nucléaire en chaîne de fission de noyaux d'uranium 235 ou de plutonium est utilisée, moins souvent d'autres noyaux lourds (uranium-238, thorium-232). Fission des noyaux lorsqu'un neutron les frappe, et de nouveaux neutrons et fragments de fission sont produits. Les neutrons de fission et les fragments de fission ont une énergie cinétique élevée. À la suite de collisions de fragments avec d'autres atomes, cette énergie cinétique est rapidement convertie en chaleur.

Une autre façon de libérer de l'énergie nucléaire est la fusion thermonucléaire. Dans ce cas, deux noyaux d'éléments légers sont combinés en un seul lourd. Dans la nature, de tels processus se produisent sur le Soleil et dans d'autres étoiles, étant la principale source de leur énergie.

De nombreux noyaux atomiques sont instables. Au fil du temps, certains de ces noyaux se transforment spontanément en d'autres noyaux, libérant de l'énergie. Ce phénomène est appelé désintégration radioactive.

L'utilisation de l'énergie nucléaire

Division

Actuellement, de toutes les sources d'énergie nucléaire, la plus grande utilisation pratique a l'énergie libérée lors de la fission de noyaux lourds. Face à une pénurie de ressources énergétiques, l'énergie nucléaire des réacteurs à fission est considérée comme la plus prometteuse des prochaines décennies. Dans les centrales nucléaires, l'énergie nucléaire est utilisée pour produire de la chaleur utilisée pour la production d'électricité et le chauffage. Les centrales nucléaires ont résolu le problème des navires avec une zone de navigation illimitée (

introduction

En 1939, l'atome d'uranium a été divisé pour la première fois. Encore 3 ans se sont écoulés et un réacteur a été créé aux États-Unis pour effectuer une réaction nucléaire contrôlée. Puis en 1945. une bombe atomique a été fabriquée et testée, et en 1954. la première centrale nucléaire du monde a été mise en service dans notre pays. Dans tous ces cas, l'énorme énergie de désintégration du noyau atomique a été utilisée. Une quantité d'énergie encore plus grande est libérée à la suite de la synthèse des noyaux atomiques. En 1953, une bombe thermonucléaire a été testée pour la première fois en URSS et l'homme a appris à reproduire les processus se produisant au soleil. S'il est impossible d'utiliser la fusion nucléaire à des fins pacifiques, mais si cela devient possible, les gens se fourniront une énergie bon marché pendant des milliards d'années. Ce problème a été l'un des domaines les plus importants de la physique moderne au cours des 50 dernières années.

L'énergie nucléaire est libérée lors de la désintégration ou de la fusion des noyaux atomiques. Toute énergie - physique, chimique ou nucléaire se manifeste par sa capacité à effectuer un travail, à émettre de la chaleur ou des radiations. L'énergie dans n'importe quel système est toujours conservée, mais elle peut être transférée à un autre système ou modifiée de forme.

Jusqu'en 1800 environ, le bois était le principal combustible. Le bois énergie est obtenu à partir de énergie solairestockés dans les plantes au cours de leur vie. Depuis la révolution industrielle, les humains dépendent de minéraux tels que le charbon et le pétrole, qui proviennent également de l'énergie solaire stockée. Lorsqu'un combustible tel que le charbon est brûlé, les atomes d'hydrogène et de carbone du charbon se combinent avec les atomes d'oxygène de l'air. Lorsqu'une solution aqueuse ou du dioxyde de carbone se produit, une température élevée est générée équivalente à environ 1,6 kilowattheure par kilogramme ou à environ 10 électrons volts par atome de carbone. Cette quantité d'énergie est typique pour réactions chimiquesconduisant à un changement dans la structure électronique des atomes. Une partie de l'énergie libérée sous forme de chaleur est suffisante pour maintenir la réaction.

Un atome est constitué d'un petit noyau massif chargé positivement entouré d'électrons. Le noyau constitue l'essentiel de la masse d'un atome. Il se compose de neutrons et de protons (appelés collectivement nucléons), liés entre eux par de très grandes forces nucléaires, dépassant de loin les forces électriques qui lient les électrons au noyau. L'énergie d'un noyau est déterminée par la force avec laquelle ses neutrons et protons sont maintenus ensemble par les forces nucléaires. L'énergie nucléon est l'énergie nécessaire pour éliminer un neutron ou un proton d'un noyau. Si deux noyaux légers se combinent pour former un noyau plus lourd, ou si un noyau lourd se divise en deux noyaux plus légers, alors une grande quantité d'énergie est libérée dans les deux cas.

L'énergie nucléaire, mesurée en millions d'électrons volts, est produite par la fusion de deux noyaux légers, lorsque deux isotopes de l'hydrogène (deutérium) se combinent dans la réaction suivante:

Dans ce cas, un atome d'hélium de masse 3 amu se forme. , un neutron libre, et 3,2 MeV, soit 5,1 * 10 6 J (1,2 * 10 3 cal).

L'énergie nucléaire est également générée lorsqu'un noyau lourd (par exemple, le noyau de l'isotope de l'uranium 235) se sépare en raison de l'absorption d'un neutron:

En conséquence, la désintégration en césium 140, rubidium 93, trois neutrons et 200 MeV, soit 3,2 10 16 J (7,7 10 8 cal). Une réaction de fission nucléaire libère 10 millions de fois plus d'énergie qu'une réaction chimique similaire.

La fusion nucléaire

La libération d'énergie nucléaire peut se produire à l'extrémité inférieure de la courbe d'énergie lorsque deux noyaux légers se combinent en un plus lourd. L'énergie émise par les étoiles comme le soleil est le résultat des mêmes réactions de fusion dans leurs intestins.

À une pression énorme et à des températures de 15 millions de degrés C 0. Les noyaux d'hydrogène existants sont combinés selon l'équation (1) et à la suite de leur synthèse, l'énergie du soleil se forme.

La fusion nucléaire a été réalisée pour la première fois sur Terre au début des années 1930. Dans le cyclotron - un accélérateur de particules élémentaires - des noyaux de deutérium ont été bombardés. Dans le même temps, une température élevée a été libérée, mais cette énergie n'a pas pu être utilisée. Dans les années 1950, la première libération d'énergie de fusion à grande échelle mais incontrôlée a été démontrée lors d'essais d'armes thermonucléaires par les États-Unis, l'URSS, le Royaume-Uni et la France. Cependant, il s'agissait d'une réaction de courte durée et incontrôlable qui ne pouvait pas être utilisée pour produire de l'électricité.

Dans les réactions de désintégration, un neutron sans charge électrique peut facilement s'approcher et réagir avec un noyau fissile tel que l'uranium 235. Dans une réaction de fusion typique, cependant, les noyaux en réaction ont une charge électrique positive et sont donc repoussés par la loi de Coulomb, de sorte que les forces découlant de la loi de Coulomb doivent être surmontées avant que les noyaux puissent fusionner. Cela se produit lorsque la température du gaz de réaction - assez élevé de 50 à 100 millions de degrés C 0. Dans un gaz d'isotopes d'hydrogène lourds de deutérium et de tritium à cette température, une réaction de fusion se produit:

émettant environ 17,6 MeV. L'énergie apparaît d'abord comme l'énergie cinétique de l'hélium-4 et du neutron, mais se manifeste bientôt sous forme de chaleur dans les matériaux et le gaz environnants.

Si à une température aussi élevée, la densité du gaz est de 10 -1 atmosphères (c'est-à-dire presque un vide), alors l'hélium-4 actif peut transférer son énergie à l'hydrogène environnant. Ainsi, une température élevée est maintenue et les conditions sont créées pour l'apparition d'une réaction de synthèse spontanée. Dans ces conditions, une "inflammation nucléaire" se produit.

Plusieurs problèmes majeurs entravent la réalisation des conditions de fusion thermonucléaire contrôlée. Tout d'abord, vous devez chauffer le gaz à une température très élevée. Deuxièmement, il est nécessaire de contrôler le nombre de noyaux réactifs pendant une durée suffisamment longue. Troisièmement, la quantité d'énergie libérée doit être supérieure à celle utilisée pour chauffer et limiter la densité du gaz. Le problème suivant est de stocker cette énergie et de la convertir en électricité.

À des températures même 100 000 C 0, tous les atomes d'hydrogène sont complètement ionisés. Le gaz est constitué d'une structure électriquement neutre: noyaux chargés positivement et électrons libres chargés négativement. Cette condition est appelée plasma.

Le plasma, suffisamment chaud pour la fusion, ne peut pas être trouvé dans les matériaux normaux. Le plasma refroidirait très rapidement et les parois de la cuve seraient détruites par la baisse de température. Cependant, comme le plasma est composé de noyaux chargés et d'électrons qui tournent autour les lignes électriques champ magnétique, le plasma peut être contenu dans une zone à champ magnétique limité sans réagir avec les parois de la cuve.

Dans tout appareil à fusion contrôlée, la libération d'énergie doit dépasser l'énergie nécessaire pour confiner et chauffer le plasma. Cette condition peut être remplie lorsque le temps de confinement du plasma t et sa densité n dépassent environ 10 14. Relations Tn > 10 14 sont appelés le test Lawson.

De nombreux systèmes de confinement magnétique du plasma ont été testés depuis 1950 aux États-Unis, en URSS, en Grande-Bretagne, au Japon et ailleurs. Des réactions de fusion ont été observées, mais le critère de Lawson dépassait rarement 10 12. Cependant, un appareil «Tokamak» (ce nom est une abréviation de mots russes: TOroidal CAMERA with Magnetic Coils), initialement proposé en URSS par Igor Tamm et Andrei Sakharov, a commencé à donner de bons résultats au début des années 1960.

Un tokamak est une chambre à vide toroïdale sur laquelle sont placées des bobines, qui créent un fort champ magnétique toroïdal. Un champ magnétique toroïdal d'environ 50 000 Gauss est maintenu dans cette chambre par de puissants électroaimants. Un flux longitudinal de plusieurs millions d'ampères est créé dans le plasma par les bobines du transformateur. Des lignes de champ magnétique fermées confinent régulièrement le plasma.

Sur la base du succès du petit "Tokamak" expérimental dans plusieurs laboratoires, deux gros appareils ont été construits au début des années 80, l'un à l'Université de Princeton aux États-Unis et l'autre en URSS. Au Tokamak, une température élevée du plasma se produit à la suite d'un dégagement de chaleur sous la résistance d'un puissant flux toroïdal, ainsi que d'un chauffage supplémentaire lorsqu'un faisceau neutre est introduit, qui ensemble devraient conduire à l'inflammation.

Une autre manière possible d'obtenir de l'énergie de fusion est également de nature inertielle. Dans ce cas, le carburant - tritium ou deutérium - est contenu dans une petite boule, bombardée de plusieurs côtés par un faisceau laser pulsé. Cela provoque l'explosion du ballon, formant une réaction thermonucléaire qui enflamme le carburant. Plusieurs laboratoires aux États-Unis et ailleurs étudient actuellement cette possibilité. Les progrès de la recherche sur la fusion ont été prometteurs, mais le défi de créer des systèmes pratiques pour une réaction de fusion durable qui produit plus d'énergie qu'elle n'en consomme reste non résolu et demandera encore beaucoup de temps et d'efforts.

1. Introduction

2. radioactivité

3 réacteurs nucléaires

4. aspects techniques d'un réacteur à fusion

5. Réaction nucléaire. Génie de l'énergie nucléaire.

6. rayonnement gamma

7 réacteur nucléaire

8. principes de construction de l'énergie atomique

9 Fusion nucléaire demain

10.sortie

11.Liste de la littérature

INTRODUCTION: Qu'étudie la physique?

La physique est la science de la nature, qui étudie à la fois les lois les plus simples et les plus générales de la nature, la structure et les lois du mouvement de la matière. La physique appartient aux sciences exactes. Ses concepts et ses lois forment la base des sciences naturelles. Les frontières séparant la physique et les autres sciences naturelles sont historiquement conditionnelles. Il est généralement admis que la physique est fondamentalement une science expérimentale, puisque les lois qu'elle découvre sont basées sur des données empiriquement établies. Les lois physiques sont représentées sous la forme de rapports quantitatifs exprimés dans le langage des mathématiques. En général, la physique est divisée en expérimentale, traitant de la conduite d'expériences afin d'établir de nouveaux faits et tester des hypothèses et des lois physiques connues, et théorique, axée sur la formulation de lois physiques, une explication basée sur ces lois des phénomènes naturels et la prédiction de nouveaux phénomènes.

La structure de la physique est complexe. Il comprend diverses disciplines ou sections. En fonction des objets étudiés, on distingue la physique des particules élémentaires, la physique du noyau, la physique des atomes et des molécules, la physique des gaz et des liquides, la physique des plasmas et la physique du solide. En fonction des processus ou des formes de mouvement de la matière étudiés, de la mécanique des points matériels et des solides, de la mécanique des milieux continus (y compris l'acoustique), de la thermodynamique et de la mécanique statistique, de l'électrodynamique (y compris l'optique), de la théorie de la gravitation, de la mécanique quantique et quantique on distingue la théorie des champs. La physique fondamentale et la physique appliquée se distinguent en fonction de l'orientation consommateur des connaissances acquises. Il est également habituel de mettre en évidence la doctrine des vibrations et des ondes, en considérant les vibrations et les ondes mécaniques, acoustiques, électriques et optiques sous un seul angle de vue. La physique est basée sur des principes physiques fondamentaux et des théories qui couvrent toutes les branches de la physique et reflètent le plus pleinement l'essence des phénomènes physiques et des processus de la réalité.

Depuis les premières civilisations qui ont surgi sur les rives du Tigre, de l'Euphrate et du Nil (Babylone, Assyrie, Égypte), il n'y a aucune preuve de réalisations dans le domaine de la connaissance physique, à l'exception de celles incarnées dans les structures architecturales, la maison, etc. produits de connaissance. En érigeant divers types de structures et en fabriquant des articles ménagers, des armes, etc., les gens ont utilisé certains résultats de nombreuses observations physiques, expériences techniques et leurs généralisations. On peut dire qu'il y avait une certaine connaissance physique empirique, mais il n'y avait pas de système de connaissance physique.

Les représentations physiques dans la Chine ancienne sont également apparues sur la base de divers types d'activités techniques, au cours desquelles diverses recettes technologiques ont été développées. Naturellement, tout d'abord, des représentations mécaniques ont été développées. Ainsi, les Chinois avaient des idées sur la force (ce qui fait bouger), la réaction, (ce qui arrête le mouvement), le levier, le bloc, la comparaison des poids (comparaison avec un étalon). Dans le domaine de l'optique, les Chinois étaient conscients de la formation d'une image inverse en "camera obscura". Déjà au sixième siècle avant JC. ils connaissaient les phénomènes du magnétisme - l'attraction du fer par un aimant, sur la base duquel la boussole a été créée. Dans le domaine de l'acoustique, ils connaissaient les lois de l'harmonie, les phénomènes de résonance. Mais c'étaient encore des idées empiriques sans explication théorique.

Dans l'Inde ancienne, la base des concepts philosophiques naturels est la doctrine des cinq éléments - la terre, l'eau, le feu, l'air et l'éther. Il y avait aussi une conjecture sur la structure atomique de la matière. Des idées uniques ont été développées sur des propriétés de la matière telles que la gravité, la fluidité, la viscosité, l'élasticité, etc., sur le mouvement et ses causes. Au VIe siècle. AVANT JC. Les concepts physiques empiriques dans certains domaines montrent une tendance au passage à une sorte de constructions théoriques (en optique, acoustique).

Le phénomène de radioactivité, ou désintégration spontanée des noyaux, a été découvert par le physicien français A. Becquerel en 1896. Il a découvert que l'uranium et ses composés émettent des rayons ou des particules qui pénètrent à travers des corps opaques et sont capables d'éclairer une plaque photographique, a établi Becquerel que l'intensité du rayonnement est proportionnelle uniquement à la concentration d'uranium et ne dépend pas de conditions extérieures (température, pression) et si l'uranium est dans des composés chimiques.

Les physiciens anglais E. Rutherford et F. Soddy ont prouvé que dans tous les processus radioactifs, des transformations mutuelles des noyaux atomiques des éléments chimiques ont lieu. L'étude des propriétés du rayonnement accompagnant ces processus dans les champs magnétiques et électriques a montré qu'il est divisé en particules a (noyaux d'hélium), particules b (électrons) et rayons g (rayonnement électromagnétique de très courte longueur d'onde).

Un noyau atomique émettant des g-quanta, a-, b- ou d'autres particules est appelé noyau radioactif... Il existe 272 noyaux atomiques stables dans la nature. Tous les autres noyaux sont radioactifs et sont appelés radio-isotopes.

L'énergie de liaison d'un noyau caractérise sa résistance à la désintégration en ses parties constituantes. Si l'énergie de liaison du noyau est inférieure à l'énergie de liaison des produits de sa désintégration, cela signifie que le noyau peut se désintégrer spontanément (spontanément). Dans la désintégration alpha, les particules alpha emportent presque toute l'énergie et seulement 2% de celle-ci tombe sur le noyau secondaire. Dans la désintégration alpha, le nombre de masse change de 4 unités et le nombre atomique de deux unités.

L'énergie initiale d'une particule alpha est de 4 à 10 MeV. Puisque les particules alpha ont une masse et une charge importantes, leur libre parcours dans l'air est court. Par exemple, le libre parcours moyen dans l'air des particules alpha émises par un noyau d'uranium est de 2,7 cm et celui du radium de 3,3 cm.

C'est le processus de transformation d'un noyau atomique en un autre noyau avec un changement du nombre ordinal sans changer le nombre de masse. Il existe trois types de désintégration b: électronique, positron et capture d'un électron orbital par un noyau atomique. type La dernière désintégration est également appelée À-capture, car dans ce cas l'absorption d'un électron du plus proche du noyau est la plus probable. À coquille. Absorption d'électrons avec L et M des obus sont également possibles, mais moins probables. La demi-vie des noyaux b-actifs varie sur une très large gamme.

Le nombre de noyaux bêta-actifs actuellement connus est d'environ un millier et demi, mais seuls 20 d'entre eux sont des isotopes bêta-radioactifs naturels. Tout le reste est obtenu par des moyens artificiels.

La distribution continue d'énergie cinétique des électrons émis pendant la désintégration s'explique par le fait que, avec l'électron, un antineutrino est également émis. S'il n'y avait pas d'antineutrino, alors les électrons auraient une impulsion strictement définie, égale à l'impulsion du noyau résiduel. Une rupture brutale du spectre est observée lorsque la valeur de l'énergie cinétique est égale à l'énergie de la désintégration bêta. Dans ce cas, les énergies cinétiques du noyau et des antineutrinos sont égales à zéro et l'électron emporte toute l'énergie libérée lors de la réaction.

Dans la désintégration électronique, le noyau résiduel a un numéro de série un de plus que le premier, tout en conservant le numéro de masse. Cela signifie que le nombre de protons dans le noyau résiduel a augmenté de un, tandis que le nombre de neutrons, au contraire, est devenu plus petit: N \u003d A- (Z + 1).

Dans la désintégration du positron, le nombre total de nucléons est conservé, mais dans le noyau final, il y a un neutron de plus que dans le noyau initial. Ainsi, la désintégration du positron peut être interprétée comme une réaction de la transformation à l'intérieur du noyau d'un proton en neutron avec l'émission d'un positron et d'un neutrino.

À capture électronique se réfère au processus d'absorption par un atome de l'un des électrons orbitaux de son atome. Étant donné que la capture d'un électron de l'orbite la plus proche du noyau est très probable, les électrons sont très probablement absorbés À-coquilles. Par conséquent, ce processus est également appelé À-Capturer.

Il est beaucoup moins probable que les électrons soient capturés à partir L-,M-coquilles. Après avoir capturé un électron de À-shell, une série de transitions d'électrons d'orbite en orbite se produit, un nouvel état atomique est formé, un quantum de rayons X est émis.

Les noyaux stables sont dans l'état d'énergie le plus bas. Cet état est appelé l'état principal. Cependant, en irradiant les noyaux atomiques avec diverses particules ou protons de haute énergie, une certaine énergie peut leur être transférée et, par conséquent, transférée vers des états correspondant à une énergie plus élevée. Passant après un certain temps de l'état excité à l'état fondamental, le noyau atomique peut émettre soit une particule, si l'énergie d'excitation est suffisamment élevée, soit un rayonnement électromagnétique de haute énergie - un quantum gamma.

Puisque le noyau excité est dans des états d'énergie discrets, le rayonnement gamma est également caractérisé par un spectre de raies.

La fission de noyaux lourds produit plusieurs neutrons libres. Cela permet d'organiser la réaction en chaîne dite de fission, lorsque des neutrons, se propageant dans un milieu contenant des éléments lourds, peuvent provoquer leur fission avec l'émission de nouveaux neutrons libres. Si l'environnement est tel que le nombre de neutrons nouvellement nés augmente, alors le processus de fission se développe comme une avalanche. Dans le cas où le nombre de neutrons diminue lors des fissions ultérieures, la réaction nucléaire en chaîne s'éteint.

Pour obtenir une réaction nucléaire en chaîne stationnaire, il est évidemment nécessaire de créer des conditions telles que chaque noyau ayant absorbé un neutron libère en moyenne un neutron lors de la fission, qui entre dans la fission du deuxième noyau lourd.

Un réacteur nucléaire est un dispositif dans lequel une réaction en chaîne contrôlée de fission de certains noyaux lourds est effectuée et maintenue.

Une réaction nucléaire en chaîne dans un réacteur ne peut être réalisée qu'avec un certain nombre de noyaux fissiles pouvant se fissioner à n'importe quelle énergie neutronique. La matière fissile la plus importante est l'isotope 235 U, dont la part dans l'uranium naturel n'est que de 0,714%.

Bien que 238 U soit fission par des neutrons dont les énergies dépassent 1,2 MeV, la réaction en chaîne auto-entretenue sur les neutrons rapides dans l'uranium naturel n'est pas possible en raison de la forte probabilité d'interaction inélastique de 238 U noyaux avec des neutrons rapides. Dans ce cas, l'énergie neutronique devient inférieure à l'énergie seuil de fission de 238 noyaux U.

L'utilisation d'un modérateur conduit à une diminution de l'absorption de résonance en 238 U, car un neutron peut traverser la région des énergies de résonance à la suite de collisions avec des noyaux modérateurs et être absorbé par 235 U, 239 Pu, 233 U noyaux, dont la section efficace de fission augmente considérablement avec la diminution de l'énergie neutronique. Des matériaux à faible indice de masse et à faible section d'absorption (eau, graphite, béryllium, etc.) sont utilisés comme modérateurs.

Pour caractériser la réaction en chaîne de fission, on utilise une grandeur appelée facteur de multiplication K. C'est le rapport du nombre de neutrons d'une certaine génération au nombre de neutrons de la génération précédente. Pour une réaction en chaîne stationnaire de fission, K \u003d 1. Le système multiplicateur (réacteur), dans lequel K \u003d 1, est appelé critique. Si K\u003e 1, le nombre de neutrons dans le système augmente, et dans ce cas il est appelé sur-critique. Chez K< 1 происходит уменьшение числа нейтронов, и система называется под критической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.

Dans la zone active d'un réacteur à neutrons thermiques, avec le combustible nucléaire, il y a une masse significative d'une substance modératrice, qui se distingue par une grande section efficace de diffusion et une petite section efficace d'absorption.

La zone active du réacteur est presque toujours, à l'exception des réacteurs spéciaux, entourée d'un réflecteur qui renvoie une partie des neurones dans la zone active en raison de la diffusion multiple.

Dans les réacteurs à neurones rapides, la zone active est entourée de zones de reproduction. Ils accumulent des isotopes fissiles. De plus, les zones de reproduction fonctionnent également comme un réflecteur.

Dans un réacteur nucléaire, les produits de fission s'accumulent, appelés scories. La présence de scories entraîne des pertes supplémentaires de neutrons libres.

Les réacteurs nucléaires, en fonction du placement relatif du combustible et du modérateur, sont subdivisés en homogènes et hétérogènes. Dans un réacteur homogène, le cœur est une masse homogène de combustible, de modérateur et de réfrigérant sous forme de solution, de mélange ou de fusion. Un réacteur est dit hétérogène, dans lequel le combustible sous forme de blocs ou d'assemblages combustibles est placé dans un modérateur, formant un réseau géométrique régulier dans celui-ci.

Pendant le fonctionnement du réacteur, de la chaleur est libérée dans les éléments d'évacuation de la chaleur (éléments combustibles), ainsi que dans tous ses éléments structurels, en quantités variables. Ceci est principalement dû à l'inhibition des fragments de fission, à leurs rayonnements bêta et gamma, ainsi qu'aux noyaux qui interagissent avec les neurones et, enfin, au ralentissement des neurones rapides. Les débris issus de la fission d'un noyau de combustible sont classés selon des vitesses correspondant à des températures de centaines de milliards de degrés.

En effet, E \u003d mu 2 \u003d 3RT, où E est l'énergie cinétique des fragments, MeV; R \u003d 1,38 · 10 -23 J / K - Constante de Boltzmann. En tenant compte du fait que 1 MeV \u003d 1,6 · 10 -13 J, on obtient 1,6 · 10 -6 E \u003d 2,07 · 10 -16 T, T \u003d 7,7 · 10 9 E. Les valeurs d'énergie les plus probables pour les fissions de fragments sont 97 MeV pour un fragment léger et 65 MeV pour un fragment lourd. Alors la température correspondante pour un fragment léger est 7,5 · 10 11 K, une température lourde - 5 · 10 11 K.Bien que la température atteignable dans un réacteur nucléaire soit théoriquement presque illimitée, en pratique les limitations sont déterminées par la température maximale admissible de matériaux de structure et éléments combustibles.

La particularité d'un réacteur nucléaire est que 94% de l'énergie de fission est convertie instantanément en chaleur, c'est-à-dire pendant le temps pendant lequel la puissance du réacteur ou la densité des matériaux qu'il contient n'a pas le temps de changer sensiblement. Par conséquent, lorsque la puissance du réacteur change, le dégagement de chaleur suit sans délai le processus de fission du combustible. Cependant, lorsque le réacteur est à l'arrêt, lorsque le taux de fission diminue de plus de dizaines de fois, les sources de dégagement de chaleur retardé (rayonnement gamma et bêta des produits de fission) y demeurent, qui deviennent prédominantes.

La puissance d'un réacteur nucléaire est proportionnelle à la densité de flux des neurones qui s'y trouvent; par conséquent, en théorie, toute puissance est réalisable. En pratique, la puissance limite est déterminée par la vitesse d'évacuation de la chaleur libérée dans le réacteur. L'évacuation de la chaleur spécifique dans les réacteurs de puissance modernes est de 10 2 - 10 3 MW / m 3, dans le vortex - 10 4 - 10 5 MW / m 3.

La chaleur est évacuée du réacteur par un réfrigérant qui y circule. Une caractéristique du réacteur est le dégagement de chaleur résiduelle après la fin de la réaction de fission, qui nécessite une évacuation de la chaleur pendant une longue période après l'arrêt du réacteur. Bien que la puissance du dégagement de chaleur résiduelle soit bien inférieure à la puissance nominale, la circulation du fluide caloporteur à travers le réacteur doit être assurée de manière très fiable, car le dégagement de chaleur résiduelle ne peut pas être contrôlé. Le retrait du fluide caloporteur du réacteur en fonctionnement depuis un certain temps est strictement interdit afin d'éviter une surchauffe et des dommages aux éléments combustibles.

Un réacteur nucléaire est un dispositif dans lequel une réaction en chaîne contrôlée de fission d'éléments lourds est effectuée, et l'énergie thermique libérée pendant celle-ci est éliminée par un réfrigérant. L'élément central d'un réacteur nucléaire est le cœur. Il abrite du combustible nucléaire et effectue une réaction en chaîne de fission. Le cœur est un ensemble d'éléments combustibles, qui contiennent du combustible nucléaire, disposés d'une certaine manière. Les réacteurs thermiques utilisent un modérateur. Un liquide de refroidissement oscille à travers le noyau pour refroidir les éléments combustibles. Dans certains types de réacteurs, le rôle de modérateur et de réfrigérant est joué par la même substance, par exemple de l'eau ordinaire ou lourde. Pour

pour contrôler le fonctionnement du réacteur, des barres de commande constituées de matériaux à grande section d'absorption neutronique sont introduites dans le cœur. Le cœur des réacteurs de puissance est entouré d'un réflecteur à neutrons - une couche de matériau modérateur pour réduire les fuites de neutrons du cœur. De plus, grâce au réflecteur, la densité neutronique et la libération d'énergie sont égalisées sur le volume du cœur, ce qui permet à une taille donnée de la zone d'obtenir plus de puissance, d'obtenir une combustion plus uniforme du combustible, d'augmenter la durée de fonctionnement du réacteur sans ravitaillement et simplifier le système d'évacuation de la chaleur. Le réflecteur est chauffé par l'énergie des neutrons et des quanta gamma en décélération et absorbés, par conséquent, il est prévu pour le refroidissement. Le noyau, le réflecteur et les autres éléments sont logés dans un boîtier ou boîtier étanche, généralement entouré d'un blindage biologique.

Le cœur du réacteur doit être conçu de manière à exclure la possibilité d'un mouvement intempestif de ses composants, conduisant à une augmentation de la réactivité. Le principal détail structurel d'un cœur hétérogène est un élément combustible, qui détermine en grande partie sa fiabilité, sa taille et son coût. Dans les réacteurs de puissance, en règle générale, les éléments combustibles à barres sont utilisés avec du combustible sous la forme de pastilles de dioxyde d'uranium pressées enfermées dans une gaine en acier ou en alliage de zirconium. Pour plus de commodité, les éléments combustibles sont assemblés en assemblages combustibles (FA), qui sont installés dans le cœur d'un réacteur nucléaire.

La majeure partie de l'énergie thermique est générée dans les éléments combustibles et transférée au liquide de refroidissement. Plus de 90% de toute l'énergie libérée lors de la fission des noyaux lourds est libérée dans les crayons combustibles et éliminée par le liquide de refroidissement circulant autour des crayons combustibles. Les éléments combustibles fonctionnent dans des conditions thermiques très sévères: la densité maximale du flux thermique d'un élément combustible vers le liquide de refroidissement atteint (1 - 2) 10 6 W / m 2, tandis que dans les chaudières à vapeur modernes, elle est de (2 - 3) 10 5 W / m 2. De plus, une grande quantité de chaleur est libérée dans un volume relativement petit de combustible nucléaire, c.-à-d. l'intensité énergétique du combustible nucléaire est également très élevée. Le dégagement de chaleur spécifique dans le noyau atteint 10 8 -10 9 W / m 3, tandis que dans les chaudières à vapeur modernes, il ne dépasse pas 10 7 W / m 3.

Grande flux de chaleurpassant à travers la surface des éléments combustibles, et l'intensité énergétique significative du carburant exigent une durabilité et une fiabilité extrêmement élevées des éléments combustibles. De plus, les conditions de fonctionnement des éléments combustibles sont compliquées par la température de fonctionnement élevée atteignant 300 à 600 С o sur la surface de la gaine, la possibilité de chocs thermiques, de vibrations et la présence d'un flux neutronique (la fluence atteint 10 27 neutrons / m2).

Haut les pré-requis techniques: simplicité de conception; stabilité mécanique et résistance du flux de liquide de refroidissement, assurant la préservation des dimensions et de l'étanchéité; faible absorption des neutrons par le matériau de structure de l'élément combustible et un minimum de matériau de structure dans le cœur; absence d'interaction du combustible nucléaire et des produits de fission avec la gaine, le liquide de refroidissement et le modérateur de l'élément combustible aux températures de fonctionnement. La forme géométrique de l'élément combustible doit assurer le rapport requis entre la surface et le volume et le taux maximal d'évacuation de la chaleur par le liquide de refroidissement sur toute la surface de l'élément combustible, ainsi que garantir une grande profondeur de combustion du combustible nucléaire et une grande degré de rétention des produits de fission. Les barres de combustible doivent avoir une résistance aux radiations, avoir les dimensions et la conception requises, garantissant la capacité d'effectuer rapidement des opérations de ravitaillement; ont la simplicité et l'économie de la régénération du combustible nucléaire et à faible coût.

Pour des raisons de sécurité, l'étanchéité fiable de la gaine des éléments combustibles doit être maintenue pendant toute la durée de vie du cœur (3-5 ans) et le stockage ultérieur des éléments combustibles usés avant de les envoyer pour retraitement (1-3 ans) ). Lors de la conception du cœur, il est nécessaire d'établir et de justifier à l'avance les limites admissibles d'endommagement des éléments combustibles (nombre et degré de dommage). Le cœur est conçu de telle manière que, pendant le fonctionnement, tout au long de sa durée de vie nominale, les limites établies d'endommagement des éléments combustibles ne soient pas dépassées. Le respect de ces exigences est assuré par la conception du noyau, la qualité du liquide de refroidissement, les caractéristiques et la fiabilité du système d'évacuation de la chaleur. Pendant le fonctionnement, une fuite de la gaine des éléments combustibles individuels est possible. Il existe deux types de telles perturbations: la formation de micro-fissures par lesquelles les produits de fission gazeux quittent l'élément combustible dans le fluide caloporteur (un défaut du type de densité de gaz); l'apparition de défauts dans lesquels un contact direct du carburant avec le liquide de refroidissement est possible.

Les conditions de fonctionnement des éléments combustibles sont largement déterminées par la conception du cœur, qui doit assurer la géométrie de conception des éléments combustibles et la répartition du liquide de refroidissement nécessaire du point de vue des conditions de température. Un débit stable du fluide caloporteur doit être maintenu à travers le cœur pendant le fonctionnement du réacteur à partir de l'alimentation électrique, ce qui garantit une évacuation fiable de la chaleur. Le cœur devrait être équipé de capteurs à l'intérieur de la commande du réacteur, qui fournissent des informations sur la distribution d'énergie, le flux de neutrons, les conditions de température des éléments combustibles et le débit du liquide de refroidissement.

Le cœur d'un réacteur de puissance devrait être conçu de manière à ce que le mécanisme interne d'interaction des processus physiques neutroniques et thermiques établisse un nouveau niveau de puissance sûr en cas de perturbation du facteur de multiplication. En pratique, la sûreté d'une centrale nucléaire est assurée, d'une part, par la stabilité du réacteur (diminution du facteur de multiplication avec une augmentation de la température et de la puissance du cœur), et, d'autre part , par la fiabilité du système de contrôle et de protection automatique.

Afin d'assurer une sûreté en profondeur, la conception du cœur et les caractéristiques du combustible nucléaire devraient exclure la possibilité de formation de masses critiques de matières fissiles lors de la destruction du cœur et de la fusion du combustible nucléaire. La conception du cœur doit prévoir la possibilité d'introduire un absorbeur de neutrons pour arrêter la réaction en chaîne dans tous les cas associés à une interruption du refroidissement du cœur.

Le cœur contenant de gros volumes de combustible nucléaire pour compenser la combustion, l'empoisonnement et l'effet de la température, a pour ainsi dire plusieurs masses critiques. Par conséquent, chaque volume critique de combustible doit être pourvu d'un moyen de compensation de la réactivité. Ils devraient être situés dans le noyau de manière à exclure la possibilité de masses critiques locales.

Les réacteurs sont classés en fonction du niveau d'énergie des neutrons participant à la réaction de fission, selon le principe de placement du combustible et du modérateur, le but, le type de modérateur et de liquide de refroidissement, et leur état physique.

Par le niveau des neutrons énergétiques: les réacteurs peuvent fonctionner sur des neutrons rapides, sur des énergies thermiques et intermédiaires (résonance) et, conformément à cela, sont divisés en réacteurs sur des neutrons thermiques, rapides et intermédiaires (parfois pour brièveté, ils sont appelés thermiques, rapide et intermédiaire).

DANS réacteur thermique la plus grande partie de la fission des noyaux se produit lorsque les noyaux absorbent les neutrons thermiques des isotopes fissiles. Les réacteurs dans lesquels la fission nucléaire est réalisée principalement par des neutrons d'une énergie supérieure à 0,5 MeV sont appelés réacteurs à neutrons rapides. Les réacteurs dans lesquels la majeure partie de la fission se produit à la suite de l'absorption de neutrons intermédiaires par des noyaux d'isotopes fissiles sont appelés réacteurs à neutrons intermédiaires (résonance).

Les réacteurs thermiques sont les plus utilisés aujourd'hui. Les réacteurs thermiques sont caractérisés par la concentration de 235 U de combustible nucléaire dans le cœur de 1 à 100 kg / m 3 et la présence de grandes masses du modérateur. Un réacteur à neutrons rapides se caractérise par une concentration de combustible nucléaire de 235 U ou 239 U de l'ordre de 1000 kg / m 3 et l'absence de modérateur dans le cœur.

Dans les réacteurs sur neutrons intermédiaires dans le coeur du modérateur est très faible, et la concentration de combustible nucléaire 235 U dans celui-ci est de 100 à 1000 kg / m 3.

Dans les réacteurs thermiques, la fission des noyaux de combustible se produit également lorsque les neutrons rapides sont capturés par le noyau, mais la probabilité de ce processus est insignifiante (1 à 3%). Le besoin d'un modérateur de neutrons est causé par le fait que les sections efficaces de fission des noyaux de combustible sont beaucoup plus importantes aux énergies de neutrons faibles qu'aux grandes.

Dans le cœur d'un réacteur thermique, il doit y avoir un modérateur - une substance dont les noyaux ont un petit nombre de masse. Graphite, eau lourde ou légère, béryllium, liquides organiques sont utilisés comme modérateurs. Un réacteur thermique peut même fonctionner à l'uranium naturel si de l'eau lourde ou du graphite est utilisé comme modérateur. Pour les autres modérateurs, de l'uranium enrichi doit être utilisé. Les dimensions critiques requises du réacteur dépendent du degré d'enrichissement du combustible; avec une augmentation du degré d'enrichissement, elles sont plus petites. Un inconvénient important des réacteurs thermiques est la perte de neutrons lents résultant de leur capture par le modérateur, le liquide de refroidissement, les matériaux de structure et les produits de fission. Par conséquent, dans de tels réacteurs, il est nécessaire d'utiliser des substances avec de petites sections efficaces de capture pour les neutrons lents en tant que modérateur, réfrigérant et matériaux de structure.

DANS réacteurs neutroniques intermédiaires, dans lequel la plupart des événements de fission sont provoqués par des neutrons d'énergies supérieures au thermique (de 1 eV à 100 keV), la masse du modérateur est inférieure à celle des réacteurs thermiques. Une particularité du fonctionnement d'un tel réacteur est que la section efficace de fission du combustible avec une augmentation de la fission neutronique dans la région intermédiaire diminue plus faible que la section efficace d'absorption des matériaux de structure et des produits de fission. Ainsi, la probabilité d'actes de fission augmente par rapport aux actes de prise de contrôle. Les exigences relatives aux caractéristiques neutroniques des matériaux de structure sont moins strictes, leur plage est plus large. Par conséquent, le cœur d'un réacteur neutronique intermédiaire peut être réalisé dans des matériaux plus durables, ce qui permet d'augmenter l'évacuation de la chaleur spécifique de la surface chauffante du réacteur. L'enrichissement du combustible en isotope fissile dans les réacteurs intermédiaires en raison d'une diminution de la section efficace devrait être plus élevé que dans les réacteurs thermiques. La reproduction du combustible nucléaire dans les réacteurs utilisant des neutrons intermédiaires est plus importante que dans un réacteur utilisant des neutrons thermiques.

Une substance qui modère faiblement les neutrons est utilisée comme réfrigérant dans les réacteurs intermédiaires. Par exemple, les métaux liquides. Le modérateur est le graphite, le béryllium, etc.

Les éléments combustibles à combustible hautement enrichi sont placés dans la zone active d'un réacteur à neutrons rapides. Le cœur est entouré d'une zone de reproduction constituée d'éléments combustibles contenant des matières premières combustibles (uranium appauvri, thorium). Les neutrons s'échappant du cœur sont capturés dans la zone de reproduction par les noyaux de la matière première du combustible, ce qui entraîne la formation d'un nouveau combustible nucléaire. Un avantage particulier des réacteurs rapides est la possibilité d'y organiser une reproduction prolongée du combustible nucléaire, c'est-à-dire en même temps que la production d'énergie, pour produire du combustible nucléaire neuf au lieu de brûler. Les réacteurs rapides ne nécessitent pas de modérateur et le liquide de refroidissement ne doit pas ralentir les neutrons.

Les réacteurs sont divisés en homogènes et hétérogènes en fonction de la méthode de placement du combustible dans le cœur.

DANS réacteur homogène le combustible nucléaire, le liquide de refroidissement et le modérateur (le cas échéant) sont bien mélangés et ne font qu'un condition physique, c'est à dire. le cœur d'un réacteur totalement homogène est un mélange homogène liquide, solide ou gazeux de combustible nucléaire, de fluide caloporteur ou de modérateur. Les réacteurs homogènes peuvent être à la fois des neutrons thermiques et des neutrons rapides. Dans un tel réacteur, le cœur entier est situé à l'intérieur d'une cuve sphérique en acier et est un mélange liquide homogène de combustible et de modérateur sous forme d'une solution ou d'un alliage liquide (par exemple, une solution de sulfate d'uranyle dans l'eau, une solution d'uranium en bismuth liquide), qui sert également de liquide de refroidissement.

Une réaction de fission nucléaire se produit dans une solution de combustible à l'intérieur d'une cuve de réacteur sphérique, à la suite de laquelle la température de la solution augmente. La solution combustible issue du réacteur entre dans l'échangeur de chaleur, où elle dégage de la chaleur vers l'eau du circuit secondaire, est refroidie et renvoyée vers le réacteur par une pompe circulaire. Afin d'éviter qu'une réaction nucléaire ne se produise à l'extérieur du réacteur, les volumes des canalisations de la boucle, de l'échangeur de chaleur et de la pompe sont choisis de manière à ce que le volume de combustible dans chaque section de la boucle soit bien inférieur au volume critique. Les réacteurs homogènes présentent plusieurs avantages par rapport aux réacteurs hétérogènes. Il s'agit d'une conception simple du cœur et de ses dimensions minimales, de la possibilité d'éliminer en continu les produits de fission et d'ajouter du combustible nucléaire frais pendant le fonctionnement sans arrêter le réacteur, de la simplicité de la préparation du combustible, et aussi du fait que le réacteur peut être contrôlé en changeant la concentration de combustible nucléaire.

Cependant, les réacteurs homogènes présentent également de sérieux inconvénients. Le mélange homogène circulant autour du circuit émet un fort rayonnement radioactif, ce qui nécessite protection supplémentaire et complique le contrôle du réacteur. Seule une partie du combustible se trouve dans le réacteur et sert à produire de l'énergie, tandis que l'autre partie se trouve dans des canalisations externes, des échangeurs de chaleur et des pompes. Le mélange en circulation provoque une corrosion et une érosion sévères des systèmes et dispositifs du réacteur et du circuit. La formation d'un mélange explosif explosif dans un réacteur homogène à la suite de la radiolyse de l'eau nécessite des dispositifs pour sa combustion. Tout cela a conduit au fait que les réacteurs homogènes n'étaient pas largement utilisés.

DANS réacteur hétérogène le carburant sous forme de blocs est placé dans le modérateur, c'est-à-dire le carburant et le modérateur sont séparés dans l'espace.

Actuellement, seuls les réacteurs hétérogènes sont conçus à des fins énergétiques. Le combustible nucléaire dans un tel réacteur peut être utilisé à l'état gazeux, liquide et solide. Cependant, les réacteurs hétérogènes fonctionnent désormais uniquement avec du combustible solide.

En fonction de la substance modératrice, les réacteurs hétérogènes sont divisés en graphite, eau légère, eau lourde et organique. Par le type de liquide de refroidissement, les réacteurs hétérogènes sont facilement de l'eau, de l'eau lourde, du gaz et du métal liquide. Les liquides de refroidissement à l'intérieur du réacteur peuvent être dans des états monophasés et biphasés. Dans le premier cas, le liquide de refroidissement à l'intérieur du réacteur ne bout pas et dans le second, il bout.

Les réacteurs dans le cœur desquels la température du liquide de refroidissement est inférieure au point d'ébullition sont appelés réacteurs à eau sous pression, et les réacteurs à l'intérieur desquels le liquide de refroidissement bout sont appelés réacteurs d'ébullition.

En fonction du modérateur et du liquide de refroidissement utilisés, les réacteurs hétérogènes sont conçus selon différents schémas... En Russie, les principaux types de réacteurs nucléaires sont pressurisés avec de l'eau et de l'eau-graphite.

De par leur conception, les réacteurs sont subdivisés en cuve sous pression et canal. DANS réacteurs pressurisés la pression du liquide de refroidissement est portée par le corps. Le flux général du fluide caloporteur s'écoule à l'intérieur de la cuve du réacteur. DANS réacteurs à canalle liquide de refroidissement est fourni à chaque canal avec un assemblage combustible séparément. La cuve du réacteur n'est pas chargée avec la pression du liquide de refroidissement; cette pression est portée par chaque canal séparé.

Selon la destination, les réacteurs nucléaires sont de l'énergie, des convertisseurs et multiplicateurs, de la recherche et polyvalents, des transports et de l'industrie.

Les réacteurs nucléaires sont utilisés pour produire de l'électricité dans les centrales nucléaires, dans les centrales de navires, dans les centrales nucléaires combinées de chaleur et d'électricité (CHPP), ainsi que dans les centrales nucléaires (AST).

Les réacteurs conçus pour la production de combustible nucléaire secondaire à partir d'uranium naturel et de thorium sont appelés convertisseurs ou fois par multiplicateurs... Dans le réacteur-convertisseur de combustible nucléaire secondaire, il se forme moins de combustible initialement consommé.

L'élevage élargi du combustible nucléaire est effectué dans le réacteur multiplicateur, c'est-à-dire il s'avère plus qu'il n'a été dépensé.

Les réacteurs de recherche sont utilisés pour étudier les processus d'interaction des neutrons avec la matière, étudier le comportement des matériaux des réacteurs dans des champs intenses de rayonnement neutronique et gamma, la recherche radiochimique et biologique, la production d'isotopes, la recherche expérimentale de la physique des réacteurs nucléaires.

Les réacteurs ont des capacités différentes, fonctionnement stationnaire ou pulsé. Les plus répandus sont les réacteurs de recherche à eau sous pression utilisant de l'uranium enrichi. La puissance thermique des réacteurs de recherche varie sur une large gamme et atteint plusieurs milliers de kilowatts.

Les réacteurs polyvalents sont ceux qui servent à des fins multiples, telles que la production d'électricité et la production de combustible nucléaire.

Si k eff\u003e< 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

où aller<1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N 0 . Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ (10 9 эВ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

comme

Aspects techniques d'un réacteur à fusion:

Le réacteur à fusion tokamak se compose des éléments principaux suivants: systèmes magnétiques, cryogéniques et sous vide, système d'alimentation électrique, couverture, circuit et protection au tritium, systèmes supplémentaires de chauffage au plasma et d'alimentation en combustible, ainsi que des systèmes de commande et de maintenance à distance.

Le système magnétique contient des bobines d'un champ magnétique toroïdal, un inducteur pour maintenir le courant et le chauffage par induction du plasma, et des enroulements qui forment un champ magnétique poloïdal, nécessaire au fonctionnement du divertor et au maintien de l'équilibre de la colonne de plasma .

Pour éliminer les pertes Joule, le système magnétique, comme indiqué précédemment, sera complètement supraconducteur. Pour les enroulements du système magnétique, il est proposé d'utiliser des alliages niobium-titane et niobium-étain.

Création du système magnétique d'un réacteur supraconducteur avec DANS12 T et une densité de courant d'environ 2 kA est l'un des principaux problèmes d'ingénierie dans le développement d'un réacteur thermonucléaire, qui doit être résolu dans un proche avenir.

Le système cryogénique comprend un cryostat du système magnétique et des cryopanels dans les injecteurs pour un chauffage au plasma supplémentaire. Le cryostat a la forme d'une chambre à vide dans laquelle toutes les structures refroidies sont enfermées. Chaque bobine du système magnétique est immergée dans l'hélium liquide. Ses vapeurs refroidissent des écrans spéciaux situés à l'intérieur du cryostat pour réduire les flux de chaleur des surfaces à la température de l'hélium liquide. Dans le système cryogénique, deux circuits de refroidissement sont prévus, dans l'un desquels circule de l'hélium liquide, fournissant la température requise pour le fonctionnement normal des bobines supraconductrices d'environ 4 K, et dans l'autre - l'azote liquide, dont la température est de 80 - 95 K. Ce circuit sert à refroidir les cloisons, séparant les pièces à l'hélium et à la température ambiante.

Les cryopanels d'injecteurs sont refroidis à l'hélium liquide et sont conçus pour absorber les gaz, ce qui permet de maintenir une vitesse de pompage suffisante à un vide relativement élevé.

Le système de vide assure le pompage de l'hélium, de l'hydrogène et des impuretés de la cavité de dérivation ou de l'espace entourant le plasma pendant le fonctionnement du réacteur, ainsi que de la chambre de travail dans les pauses entre les impulsions. Pour éviter que le tritium pompé ne soit rejeté dans l'environnement, il est nécessaire de prévoir une boucle fermée dans le système avec une quantité minimale de tritium en circulation. Le gaz peut être pompé par des pompes turbomoléculaires dont la capacité devrait légèrement dépasser celle atteinte à ce jour. La durée de la pause pour préparer la chambre de travail à l'impulsion suivante ne dépasse pas 30 s.

Le système d'alimentation dépend essentiellement du mode de fonctionnement du réacteur. C'est sensiblement plus simple pour un tokamak fonctionnant en mode continu. Lorsque vous travaillez en mode pulsé, il est conseillé d'utiliser un système d'alimentation combiné - un réseau et un moteur-générateur. La puissance du générateur est déterminée par des charges impulsionnelles et atteint 10 6 kW.

La couverture du réacteur est située derrière la première paroi de la chambre de travail et est conçue pour capturer les neutrons générés dans la réaction DT, reproduire le tritium «brûlé» et convertir l'énergie neutronique en énergie thermique. Dans un réacteur thermonucléaire hybride, la couverture est également utilisée pour produire des substances fissiles. La couverture est essentiellement quelque chose de nouveau qui distingue un réacteur à fusion d'une usine de fusion conventionnelle. Il n'y a toujours pas d'expérience dans la conception et le fonctionnement de la couverture, par conséquent, une conception technique des couvertures de lithium et d'uranium sera nécessaire.

Le circuit de tritium se compose de plusieurs unités indépendantes qui assurent la régénération du gaz pompé hors de la chambre de travail, son stockage et son alimentation pour le réapprovisionnement en plasma, l'extraction du tritium de la couverture et son retour au système d'alimentation, ainsi que la purification. des gaz d'échappement et de l'air de celui-ci.

La protection des réacteurs est divisée en radiations et biologique. La protection contre les radiations atténue le flux de neutrons et réduit la libération d'énergie dans les bobines supraconductrices. Pour un fonctionnement normal du système magnétique avec une consommation d'énergie minimale, il est nécessaire d'affaiblir le flux neutronique de 10 s -10 6 fois. La radioprotection est située entre la couverture et les bobines du champ toroïdal et couvre toute la surface de la chambre de travail, à l'exception des canaux du divertor et des injecteurs. Selon la composition, l'épaisseur de la protection est de 80 à 130 cm.

Le bouclier biologique coïncide avec les parois de la salle du réacteur et est en béton de 200 à 250 cm d'épaisseur et protège l'espace environnant des radiations.

Les systèmes de chauffage supplémentaire du plasma et de son alimentation en combustible occupent un espace important autour du réacteur. Si le plasma est chauffé par des faisceaux d'atomes rapides, alors le blindage contre les radiations doit entourer tout l'injecteur, ce qui n'est pas pratique pour la disposition des équipements dans le hall du réacteur et la maintenance du réacteur. En ce sens, les systèmes de chauffage avec des courants à haute fréquence sont plus attractifs, car leurs dispositifs d'entrée (antennes) sont plus compacts et les générateurs peuvent être installés à l'extérieur de la salle du réacteur. La recherche sur les tokamaks et le développement de la conception des antennes permettront de faire le choix final d'un système de chauffage plasma.

Le système de contrôle fait partie intégrante d'un réacteur à fusion. Comme dans tout réacteur, en raison du niveau de radioactivité assez élevé dans l'espace entourant le réacteur, le contrôle et la maintenance de celui-ci sont effectués à distance - à la fois pendant le fonctionnement et pendant les arrêts.

La source de radioactivité dans un réacteur thermonucléaire est, d'une part, le tritium, qui se désintègre avec l'émission d'électrons et de 7 quanta de basse énergie (sa demi-vie est d'environ 13 ans), et d'autre part, les nucléides radioactifs formés lors de l'interaction des neutrons. avec les matériaux structurels de la couverture et les caméras de travail. Pour les plus courants d'entre eux (alliages d'acier, de molybdène et de niobium), l'activité est assez élevée, mais toujours environ 10 à 100 fois inférieure à celle des réacteurs nucléaires de puissance similaire. Dans le futur, il est prévu d'utiliser des matériaux à faible activité induite dans un réacteur thermonucléaire, par exemple l'aluminium et le vanadium. En attendant, le réacteur thermonucléaire tokamak est conçu en tenant compte de la télémaintenance, ce qui impose des exigences supplémentaires à sa conception. En particulier, il sera composé de sections identiques interconnectées, qui seront remplies de différents blocs de construction (modules). Cela permettra, si nécessaire, le remplacement relativement facile des unités individuelles à l'aide de manipulateurs spéciaux.

Réactions nucléaires. Énergie nucléaire.

Noyau atomique

Un noyau atomique est caractérisé par une charge Ze, une masse M, un spin J, un moment quadripolaire magnétique et électrique Q, un certain rayon R, un spin isotonique T et se compose de nucléons - protons et neutrons.

Le nombre de nucléons A dans le noyau est appelé nombre massif... Le nombre Z est appelé numéro de charge noyau ou numéro atomique. Puisque Z détermine le nombre de protons et A est le nombre de nucléons dans le noyau, le nombre de neurones dans le noyau atomique est N \u003d A-Z. Les noyaux atomiques avec le même Z, mais différents A sont appelés isotopes... En moyenne, il y a environ trois isotopes stables pour chaque valeur de Z. Par exemple, 28 Si, 29 Si, 30 Si sont des isotopes stables du noyau Si. En plus des isotopes stables, la plupart des éléments ont également des isotopes instables, qui se caractérisent par une durée de vie limitée.

Les noyaux avec le même nombre de masse A sont appelés isobares, et avec le même nombre de neutrons - isotones.

Tous les noyaux atomiques sont divisés en stable et instable. Les propriétés des noyaux stables restent inchangées indéfiniment. Les noyaux instables, par contre, subissent diverses transformations.

Des mesures expérimentales des masses de noyaux atomiques, effectuées avec une grande précision, montrent que la masse d'un noyau est toujours inférieure à la somme des masses de ses nucléons constitutifs.

L'énergie de liaison est l'énergie qui doit être dépensée pour diviser le noyau en ses nucléons constitutifs.

L'énergie de liaison référencée au nombre de masse A est appelée énergie de liaison nucléon moyennedans le noyau atomique (énergie de liaison par nucléon).

L'énergie de liaison est approximativement constante pour tous les noyaux stables et est approximativement égale à 8 MeV. Une exception est la région des noyaux légers, où l'énergie de liaison moyenne augmente de zéro (A \u003d 1) à 8 MeV pour le noyau 12C.

De même, l'énergie de liaison par nucléon peut être introduite par l'énergie de liaison du noyau par rapport à ses autres parties constitutives.

Contrairement à l'énergie de liaison moyenne des nucléons, la quantité d'énergie de liaison d'un neurone et d'un proton varie d'un noyau à l'autre.

Souvent, au lieu de l'énergie de liaison, une quantité appelée défaut de masse et égal à la différence entre les masses et le nombre de masse du noyau atomique.

Rayonnement gamma

Le rayonnement gamma est un rayonnement électromagnétique à ondes courtes. A l'échelle des ondes électromagnétiques, il frôle les rayons X durs, occupant la région des fréquences plus élevées. Le rayonnement gamma a une longueur d'onde extrêmement petite (λhν (ν est la fréquence de rayonnement, h est la constante de Planck).

Le rayonnement gamma se produit lors de la désintégration des noyaux radioactifs, particules élémentaires, lors de l'annihilation des paires particule-antiparticule, ainsi que lors du passage de particules chargées rapidement à travers la matière.

Le rayonnement gamma accompagnant la désintégration des noyaux radioactifs est émis lors des transitions du noyau d'un état d'énergie plus excité à un état moins excité ou fondamental. L'énergie du quantum γ est égale à la différence des énergies Δε ρ des états entre lesquels se produit la transition.

État excité

L'état fondamental du noyau E1

L'émission d'un γ-quantique par un noyau n'entraîne pas de changement du numéro atomique ou du nombre de masse, contrairement à d'autres types de transformations radioactives. La largeur de raie des rayons gamma est extrêmement petite (~ 10 -2 eV). Étant donné que la distance entre les niveaux est plusieurs fois supérieure à la largeur de la ligne, le spectre des rayons gamma est linéaire, c'est-à-dire se compose d'une série de lignes discrètes. L'étude des spectres de rayonnement gamma permet d'établir les énergies des états excités des noyaux. Des quanta gamma à hautes énergies sont émis lors des désintégrations de certaines particules élémentaires. Ainsi, lors de la désintégration d'un méson π 0 - au repos, un rayonnement gamma d'une énergie de ~ 70 MeV apparaît. Le rayonnement gamma provenant de la désintégration des particules élémentaires forme également un spectre de raies. Cependant, les particules élémentaires en décomposition se déplacent souvent à des vitesses comparables à la vitesse de la lumière. En conséquence, un élargissement de la ligne Doppler se produit et le spectre des rayons gamma s'avère flou dans une large plage d'énergie. Le rayonnement gamma, généré lors du passage de particules chargées rapidement à travers une substance, est causé par leur décélération vers le champ coulombien des noyaux atomiques de la substance. Le rayonnement gamma de Bremsstrahlung, ainsi que le rayonnement de rayons X de Bremsstrahlung, sont caractérisés par un spectre continu dont la limite supérieure coïncide avec l'énergie d'une particule chargée, par exemple un électron. Dans les accélérateurs de particules chargées, on obtient un rayonnement gamma bremsstrahlung d'une énergie maximale allant jusqu'à plusieurs dizaines de GeV.

Dans l'espace interstellaire, le rayonnement gamma peut se produire à la suite de collisions de quanta de rayonnement électromagnétique à ondes longues plus doux, par exemple la lumière, avec des électrons accélérés par les champs magnétiques des objets spatiaux. Dans ce cas, un électron rapide transfère son énergie au rayonnement électromagnétique et la lumière visible se transforme en un rayonnement gamma plus dur.

Un phénomène similaire peut se produire dans des conditions terrestres lorsque des électrons de haute énergie produits dans des accélérateurs entrent en collision avec des photons de lumière visible dans des faisceaux lumineux intenses générés par des lasers. Un électron transfère de l'énergie à un photon lumineux, qui se transforme en γ-quantum. Ainsi, il est possible en pratique de convertir des photons individuels de lumière en quanta de rayons gamma de haute énergie.

Le rayonnement gamma a un pouvoir de pénétration élevé, c'est-à-dire peut pénétrer de grandes couches de matière sans affaiblissement notable. Les principaux processus intervenant lors de l'interaction du rayonnement gamma avec la matière sont l'absorption photoélectrique (effet photoélectrique), la diffusion Compton (effet Compton) et la formation de paires électron-positon. Pendant le photo-effet, un γ-quantum est absorbé par l'un des électrons de l'atome, et l'énergie du γ-quantum est convertie (moins l'énergie de liaison de l'électron dans l'atome) en énergie cinétique d'un électron s'échappant de l'atome. La probabilité de l'effet photoélectrique est directement proportionnelle à la cinquième puissance du numéro atomique de l'élément et inversement proportionnelle à la 3e puissance de l'énergie du rayonnement gamma. Ainsi, l'effet photoélectrique prédomine dans la région des basses énergies des γ-quanta (£ 100 keV) sur les éléments lourds (Pb, U).

Dans l'effet Compton, un quantum γ est diffusé par l'un des électrons faiblement liés dans l'atome. Contrairement au photo-effet, dans l'effet Compton, le γ-quantum ne disparaît pas, mais change seulement l'énergie (longueur d'onde) et la direction de propagation. Un faisceau étroit de rayons gamma résultant de l'effet Compton devient plus large et le rayonnement lui-même devient plus doux (longueur d'onde plus longue). L'intensité de la diffusion Compton est proportionnelle au nombre d'électrons dans 1 cm 3 de la substance, et donc la probabilité de ce processus est proportionnelle au numéro atomique de la substance. L'effet Compton devient perceptible dans les substances avec un petit numéro atomique et à des énergies de rayonnement gamma qui dépassent l'énergie de liaison des électrons dans les atomes. Ainsi, dans le cas du Pb, la probabilité de diffusion Compton est comparable à la probabilité d'absorption photoélectrique à une énergie de ~ 0,5 MeV. Dans le cas d'Al, l'effet Compton domine à des énergies beaucoup plus faibles.

Si l'énergie d'un γ-quantum dépasse 1,02 MeV, le processus de formation de paires électron-positon dans le champ électrique des noyaux devient possible. La probabilité de formation de paires est proportionnelle au carré du nombre atomique et augmente avec l'augmentation de hν. Par conséquent, à hν ~ 10 MeV, le processus principal dans toute substance est la formation de paires.

0,1 0,5 1 2 5 10 50

Énergie des rayons gamma (MeV)

Le processus inverse d'annihilation d'une paire électron-positon est une source de rayonnement gamma.

Pour caractériser l'atténuation du rayonnement gamma dans une substance, on utilise généralement le coefficient d'absorption, qui montre à quelle épaisseur X de l'absorbeur l'intensité I 0 du faisceau incident de rayonnement gamma est atténuée en etemps:

Ici μ 0 est le coefficient d'absorption linéaire du rayonnement gamma. Parfois, un coefficient d'absorption massique est introduit, qui est égal au rapport de μ 0 à la densité de l'absorbeur.

La loi exponentielle d'atténuation du rayonnement gamma est valable pour une direction étroite du faisceau de rayons gamma, lorsqu'un processus, à la fois l'absorption et la diffusion, supprime le rayonnement gamma de la composition du faisceau primaire. Cependant, à des énergies élevées, le processus de passage du rayonnement gamma à travers la matière devient beaucoup plus compliqué. Les électrons et positrons secondaires sont très énergétiques et peuvent donc, à leur tour, créer un rayonnement gamma par le biais des processus de décélération et d'annihilation. Ainsi, plusieurs générations alternées de rayonnement gamma secondaire, d'électrons et de positrons apparaissent dans la matière, c'est-à-dire qu'une pluie en cascade se développe. Le nombre de particules secondaires dans une telle douche augmente d'abord avec l'épaisseur, atteignant un maximum. Cependant, alors les processus d'absorption commencent à prévaloir sur la multiplication des particules et la douche s'éteint. La capacité du rayonnement gamma à développer des averses dépend du rapport entre son énergie et l'énergie dite critique, après quoi une douche dans une substance donnée perd pratiquement sa capacité à se développer.

Pour changer l'énergie du rayonnement gamma en physique expérimentale, différents types de spectromètres gamma sont utilisés, qui sont principalement basés sur la mesure de l'énergie des électrons secondaires. Les principaux types de spectromètres gamma: magnétique, scintillation, semi-conducteur, diffraction cristalline.

L'étude des spectres des rayons gamma nucléaires fournit des informations importantes sur la structure des noyaux. L'observation des effets associés à l'influence de l'environnement extérieur sur les propriétés du rayonnement gamma nucléaire permet d'étudier les propriétés des solides.

Le rayonnement gamma est utilisé dans la technologie, par exemple, pour détecter les défauts dans les pièces métalliques - détection des défauts gamma. En chimie des rayonnements, le rayonnement gamma est utilisé pour initier des transformations chimiques, telles que des processus de polymérisation. Le rayonnement gamma est utilisé dans l'industrie alimentaire pour stériliser les aliments. Les principales sources de rayonnement gamma sont les isotopes radioactifs naturels et artificiels, ainsi que les accélérateurs d'électrons.

L'effet sur le corps du rayonnement gamma est similaire à celui d'autres types de rayonnement ionisant. Le rayonnement gamma peut endommager le corps par rayonnement, jusqu'à sa mort. La nature de l'influence du rayonnement gamma dépend de l'énergie des γ-quanta et des caractéristiques spatiales de l'irradiation, par exemple externe ou interne. L'efficacité biologique relative du rayonnement gamma est de 0,7-0,9. En conditions industrielles (exposition chronique à faibles doses), l'efficacité biologique relative du rayonnement gamma est prise égale à 1. Le rayonnement gamma est utilisé en médecine pour le traitement des tumeurs, pour la stérilisation des locaux, du matériel et des médicaments. Le rayonnement gamma est également utilisé pour obtenir des mutations avec sélection ultérieure de formes économiquement utiles. C'est ainsi que sont dérivées des variétés hautement productives de micro-organismes (par exemple, pour la production d'antibiotiques) et de plantes.

Les possibilités modernes de la radiothérapie se sont élargies principalement grâce aux moyens et aux méthodes de gamma-thérapie à distance. Les succès de la gamma-théropie à distance ont été obtenus grâce à des travaux approfondis dans le domaine de l'utilisation de puissantes sources radioactives artificielles de rayonnement gamma (cobalt-60, césium-137), ainsi que de nouveaux médicaments gamma.

La grande importance de la gamma-thérapie à distance s'explique également par la disponibilité et l'utilisabilité comparatives des appareils gamma. Ces derniers, ainsi que les rayons X, sont conçus pour une irradiation statique et mobile. À l'aide de l'irradiation mobile, ils essaient de créer une dose importante dans une tumeur avec une irradiation dispersée de tissus sains. Des améliorations constructives des dispositifs gamma ont été réalisées dans le but de réduire la pénombre, d'améliorer l'homogénéisation du champ, d'utiliser des filtres à persiennes et de rechercher des options de protection supplémentaires.

L'utilisation du rayonnement nucléaire dans la production végétale a ouvert de nouvelles et vastes opportunités pour modifier le métabolisme des plantes agricoles, augmenter leur productivité, accélérer le développement et améliorer la qualité.

À la suite des premières études de radiobiologistes, il a été constaté que les rayonnements ionisants sont un puissant facteur affectant la croissance, le développement et le métabolisme des organismes vivants. Sous l'influence de l'irradiation gamma chez les plantes, les animaux ou les micro-organismes, le métabolisme harmonieux change, le cours des processus physiologiques s'accélère ou ralentit (en fonction de la dose), des changements de croissance, de développement et de formation de rendement sont observés.

Il faut surtout noter que lors de l'irradiation gamma, les substances radioactives n'entrent pas dans les graines. Les graines irradiées, comme les cultures qui en sont issues, ne sont pas radioactives. Les doses optimales d'irradiation ne font qu'accélérer les processus normaux se produisant dans la plante, et par conséquent, les craintes et les avertissements contre l'utilisation de cultures obtenues à partir de semences qui ont été soumises à une irradiation avant le semis sont totalement infondés.

Les rayonnements ionisants ont commencé à être utilisés pour augmenter la durée de conservation des produits agricoles et pour détruire divers insectes ravageurs. Par exemple, si le grain avant le chargement dans l'élévateur passe à travers un bunker où une puissante source de rayonnement est installée, alors la possibilité de reproduction d'insectes nuisibles sera exclue et le grain peut être stocké pendant une longue période sans aucune perte. Le grain lui-même en tant que produit nutritif ne change pas sous ces doses de rayonnement. Son utilisation pour l'alimentation de quatre générations d'animaux de laboratoire n'a provoqué aucun écart de croissance, de capacité de reproduction ou d'autres écarts pathologiques par rapport à la norme.

Réacteur nucléaire.

La source d'énergie du réacteur est le processus de fission des noyaux lourds. Rappelons que les noyaux sont composés de nucléons, c'est-à-dire de protons et de neutrons. Dans ce cas, le nombre de protons Z détermine la charge du noyau Ze: il est égal au nombre de l'élément du tableau périodique, et le poids atomique du noyau A est le nombre total de protons et de neutrons. Les noyaux qui ont le même nombre de protons mais des nombres de neutrons différents sont des isotopes différents du même élément et sont désignés par le symbole de l'élément de poids atomique en haut à gauche. Par exemple, les isotopes suivants de l'uranium existent: 238 U, 235 U, 233 U, ...

La masse du noyau M n'est pas seulement égale à la somme des masses de ses protons et neutrons constitutifs, mais elle est inférieure à elle de la valeur M, qui détermine l'énergie de liaison

(conformément à la relation) M \u003d Zm p + (A-Z) m n - (A) A, où (A) c est l'énergie de liaison par nucléon. La valeur de (A) dépend des détails de la structure du noyau correspondant ... Cependant, il existe une tendance générale à sa dépendance au poids atomique. A savoir, en négligeant les petits détails, cette dépendance peut être décrite par une courbe lisse qui augmente à petit. A, atteignant un maximum au milieu du tableau périodique et décroissant après le maximum à de grandes valeurs A. Imaginez qu'un noyau lourd de poids atomique A et de masse M se scinde en deux noyaux A 1 et A 2 de masses M 1 et M 2, respectivement, et A 1 + A 2 est égal à A ou légèrement inférieur à lui, car plusieurs neutrons peuvent être émis lors de la fission. Pour plus de clarté, prenons le cas A 1 + A 2 \u003d A. Considérons la valeur de la différence entre les masses du noyau initial et des deux noyaux finaux, et nous supposerons que A 1 \u003d A 2, de sorte que (A 1 ) \u003d (A 2), M \u003d M- M 1 -M 2 \u003d - (A) A + (A 1) (A 1 + A 2) \u003d A ((A 1) - (A 1)). Si A correspond à un noyau lourd à la fin du tableau périodique, alors A 1 est au milieu et a une valeur maximale (A 2). Cela signifie que M\u003e 0 et, par conséquent, dans le processus de fission, de l'énergie est libérée E d \u003d Ms 2. Pour les noyaux lourds, par exemple pour les noyaux d'uranium, ((A1) - (A)) avec 2 \u003d 1 MeV. Donc, à A \u003d 200, nous avons l'estimation E d \u003d 200 MeV. Rappelons que l'électron-volt (eV) est une unité d'énergie hors système égale à l'énergie acquise par une charge élémentaire sous l'action d'une différence de potentiel de 1V (1eV \u003d 1,6 * 10 -19 J). Par exemple, l'énergie moyenne libérée lors de la fission du 235 U

Ed \u003d 180 MeV \u003d 180 10 6 eV.

Ainsi, les noyaux lourds sont des sources d'énergie potentielles. Cependant, la fission spontanée des noyaux se produit extrêmement rarement et n'a pratiquement pas d'importance. Si un neutron pénètre dans un noyau lourd, le processus de fission peut s'accélérer brusquement. Ce phénomène se produit à des rythmes différents pour différents noyaux et est mesuré par la section efficace du processus. Rappelons comment les sections efficaces sont déterminées et comment elles sont liées aux probabilités de certains processus. Imaginez un faisceau de particules (par exemple, des neutrons) tombant sur une cible constituée de certains objets, par exemple des noyaux. Soit N 0 - le nombre de neutrons dans le faisceau, n-densité de noyaux par unité de volume (1 cm 3). Intéressons-nous aux événements d'un certain type, par exemple la fission de noyaux cibles. Ensuite, le nombre de tels événements N sera déterminé par la formule N \u003d N 0 nl eff, où l est la longueur cible et eff est appelée la section efficace du processus de fission (ou de tout autre processus) avec une énergie donnée E correspondant à l'énergie des neutrons incidents. Comme le montre la formule précédente, la section effective a la dimension de la surface (cm 2). Il a une signification géométrique tout à fait compréhensible: c'est une plate-forme, à l'entrée de laquelle se déroule le processus qui nous intéresse. Évidemment, si la section transversale est grande, le processus est intense et une petite section transversale correspond à une faible probabilité d'entrer dans cette zone, par conséquent, dans ce cas, le processus se produit rarement.

Donc, pour certains noyaux, nous avons une section efficace suffisamment grande du processus de fission dans ce cas, pendant la fission, avec deux gros fragments A1 et A2, plusieurs neutrons peuvent voler. Le nombre moyen de neutrons supplémentaires est appelé le facteur de multiplication et est désigné par le symbole k. Ensuite, la réaction se déroule selon le schéma

n + A A 1 + A 2 + kn.

Les neutrons nés dans ce processus, à leur tour, réagissent avec les noyaux A, ce qui donne de nouvelles réactions de fission et un nouveau nombre encore plus grand de neutrons. Si k\u003e 1, un tel processus en chaîne se produit avec une intensité croissante et conduit à une explosion avec la libération d'une énorme quantité d'énergie. Mais ce processus peut être contrôlé. Tous les neutrons n'entreront pas nécessairement dans le noyau A: ils peuvent s'échapper par la limite extérieure du réacteur, ils peuvent être absorbés dans des substances spécialement introduites dans le réacteur. Ainsi, la valeur de k peut être réduite à quelques k eff, qui est égal à 1 et ne le dépasse que légèrement. Il est alors possible d'avoir le temps de détourner l'énergie générée et le fonctionnement du réacteur devient stable. Néanmoins, dans ce cas, le réacteur fonctionne dans un mode critique. Les problèmes de drainage de l'énergie conduiraient à une réaction en chaîne croissante et à un désastre. Tous les systèmes d'exploitation fournissent des mesures de sécurité, cependant, des accidents, avec une très faible probabilité, peuvent se produire et, malheureusement, se produire.

Comment une substance de travail est-elle choisie pour un réacteur nucléaire? Il est nécessaire que des noyaux isotopiques avec une grande section efficace de fission soient présents dans les piles à combustible. Section de l'unité 1 grange \u003d 10-24 cm 2. Nous voyons deux groupes de valeurs de section: (233 U, 235 U, 239 Pu) et petit (232 Th, 238 U). Afin d'imaginer la différence, calculons la distance qu'un neutron doit parcourir pour qu'un événement de fission se produise. Utilisons la formule N \u003d N 0 nl eff. Pour N \u003d N 0 \u003d 1, nous avons Ici n est la densité des noyaux, où p est la densité habituelle et m \u003d 1,66 * 10 -24 g est l'unité de masse atomique. Pour l'uranium et le thorium, n \u003d 4,8. 10 22 cm 3. Alors pour 235 U on a l \u003d 10 cm, et pour 232 Th l \u003d 35 m. Ainsi, pour la mise en œuvre réelle du processus de fission, il faut utiliser des isotopes tels que 233 U, 235 U, 239 Pu. L'isotope 235 U en petite quantité est contenu dans l'uranium naturel, qui se compose principalement de 238 U, donc l'uranium enrichi avec l'isotope 235 U est généralement utilisé comme combustible nucléaire. produit pendant le fonctionnement du réacteur, 239 Pu. Le plutonium est produit par une chaîne de réactions

238 U + n () 239 U () 239 Np () 239 Pu,

où est l'émission d'un photon, et est la désintégration selon le schéma

Ici, Z détermine la charge du noyau, de sorte que la désintégration se produit vers l'élément suivant du tableau périodique avec le même antineutrino A, e-électron et v-électron. Il convient également de noter que les isotopes А 1, А 2 produits dans le processus de fission sont généralement radioactifs avec des demi-vies allant d'un an à des centaines de milliers d'années, de sorte que les déchets des centrales nucléaires, qui sont brûlé, est très dangereux et nécessite des mesures spéciales pour le stockage. Cela pose le problème du stockage géologique, qui devrait assurer une fiabilité des millions d'années à l'avance. Malgré les avantages évidents de l'énergie nucléaire basée sur l'exploitation critique des réacteurs nucléaires, elle présente également de sérieux inconvénients. Il s'agit, d'une part, du risque d'accidents similaires à Tchernobyl et, d'autre part, du problème des déchets radioactifs. La proposition d'utiliser des réacteurs sous-critiques pour l'énergie nucléaire résout complètement le premier problème et facilite grandement la solution du second.

Réacteur nucléaire sous-critique comme booster d'énergie.

Imaginons que nous ayons assemblé un réacteur atomique avec un facteur de multiplication efficace des neutrons keff légèrement inférieur à l'unité. Irradions ce dispositif avec un flux externe constant de neutrons N 0. Ensuite, chaque neutron (moins ceux émis à l'extérieur et absorbés, qui est pris en compte en keff) provoquera une fission, ce qui donnera un flux supplémentaire N 0 k 2 eff. Chaque neutron de ce nombre produira à nouveau en moyenne k eff neutrons, ce qui donnera un flux supplémentaire N 0 k eff, etc. Ainsi, le flux total de neutrons produisant des processus de fission s'avère être égal à

N \u003d N 0 (1 + k eff + k 2 eff + k 3 eff + ...) \u003d N 0 k n eff.

Si k eff\u003e 1, la série de cette formule diverge, ce qui reflète le comportement critique du processus dans ce cas. Si k eff< 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

La libération d'énergie par unité de temps (puissance) est alors déterminée par la libération d'énergie dans le processus de fission,

où aller<1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N 0 . Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ (10 9 эВ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

neutrons. Il est pratique de représenter le flux de neutrons à travers le courant de l'accélérateur

où e est la charge de protons, égale à la charge électrique élémentaire. Lorsque nous exprimons l'énergie en électron-volts, cela signifie que nous prenons la représentation E \u003d eV, où V est le potentiel correspondant à cette énergie, contenant autant de volts que d'électron-volts contient d'énergie. Cela signifie que, en tenant compte de la formule précédente, nous pouvons réécrire la formule de libération d'énergie comme

Enfin, il convient de représenter la puissance de l'installation comme

où V est le potentiel correspondant à l'énergie de l'accélérateur, de sorte que VI selon la formule bien connue est la puissance du faisceau d'accélérateur: P 0 \u003d VI, et R 0 dans la formule précédente est le coefficient pour k eff \u003d 0.98, qui fournit une marge fiable de sous-criticité. Toutes les autres quantités sont connues, et pour une énergie d'accélérateur de protons de 1 GeV, nous avons ... Nous avons obtenu un gain de 120, ce qui est bien sûr très bon. Cependant, le coefficient de la formule précédente correspond au cas idéal, lorsqu'il n'y a pas de perte d'énergie à la fois dans l'accélérateur et dans la production d'électricité. Pour obtenir un coefficient réel, il faut multiplier la formule précédente par le rendement de l'accélérateur r y et le rendement de la centrale thermique r e. Alors R \u003d r y r e R 0. L'efficacité d'accélération peut être assez élevée, par exemple, dans un projet réel d'un cyclotron à courant élevé de 1 GeV r y \u003d 0,43. L'efficacité de la production d'énergie peut atteindre 0,42. Enfin, le gain réel R \u003d r y r e R 0 \u003d 21,8, ce qui est encore assez bon, car seulement 4,6% de l'énergie produite par l'installation a besoin d'être restituée pour maintenir le fonctionnement de l'accélérateur. Dans ce cas, le réacteur ne fonctionne que lorsque l'accélérateur est en marche et qu'il n'y a pas de risque de réaction en chaîne incontrôlée.

Le principe de la construction de l'énergie nucléaire.

Comme vous le savez, tout dans le monde est constitué de molécules qui

sont des complexes complexes d'interaction

atomes tourbillonnants. Les molécules sont les plus petites particules

substances qui préservent ses propriétés. La composition des molécules

comprend des atomes de divers éléments chimiques.

Les éléments chimiques sont constitués d'atomes du même type.

Un atome, la plus petite particule d'un élément chimique, contient

il vient d'un noyau "lourd" et

Les noyaux des atomes sont formés par un ensemble de

protons chargés et neutrons neutres.

Ces particules, appelées nucléons, sont retenues

dans les noyaux par des forces d'attraction à courte durée d'action,

résultant d'échanges de mésons,

particules de moindre masse.

Le noyau de l'élément X est noté ou X-A, par exemple l'uranium U-235 -,

où Z est la charge nucléaire égale au nombre de protons, qui détermine le numéro atomique du noyau, A est le nombre de masse du noyau, égal à

le nombre total de protons et de neutrons.

Les noyaux d'éléments avec le même nombre de protons mais des nombres différents de neutrons sont appelés isotopes (par exemple, l'uranium

a deux isotopes U-235 et U-238); les noyaux à N \u003d const, z \u003d var sont des isobares.

Les noyaux d'hydrogène, les protons, ainsi que les neutrons, les électrons (particules bêta) et les noyaux d'hélium simples (appelés particules alpha) peuvent exister de manière autonome en dehors des structures nucléaires. De tels noyaux ou par ailleurs des particules élémentaires, se déplaçant dans l'espace et s'approchant des noyaux à des distances de l'ordre des dimensions transversales des noyaux, peuvent interagir avec les noyaux, comme on dit pour participer à une réaction. Dans ce cas, les particules peuvent être capturées par les noyaux, ou après la collision, elles peuvent changer la direction du mouvement, donner au noyau une partie de l'énergie cinétique. De tels actes d'interaction sont appelés réactions nucléaires. La réaction sans pénétration dans le noyau est appelée diffusion élastique.

Après la capture d'une particule, le noyau composé est dans un état excité. Le noyau peut "se libérer" de l'excitation de plusieurs manières - en émettant une autre particule et un quantum gamma, ou en se divisant en deux parties inégales. Selon les résultats finaux, les réactions sont distinguées - capture, diffusion inélastique, fission, transformation nucléaire avec émission d'un proton ou d'une particule alpha.

L'énergie supplémentaire libérée lors des transformations nucléaires prend souvent la forme de flux de quanta gamma.

La probabilité d'une réaction est caractérisée par la valeur de «section transversale» d'un type de réaction donné.

La fission des noyaux lourds se produit lors de la capture

neutrons. En même temps, de nouvelles particules sont émises

et l'énergie de liaison du noyau est libérée, qui est transférée

fragments de fission. C'est un phénomène fondamental

a été découvert à la fin des années 30 par des scientifiques allemands

hahn et Strassmann, qui ont jeté les bases de

pour l’utilisation pratique de l’énergie nucléaire.

Les noyaux des éléments lourds - uranium, plutonium et quelques autres - absorbent intensément les neutrons thermiques. Après l'acte de capture de neutrons, un noyau lourd avec une probabilité de ~ 0,8 est divisé en deux parties de masse inégale, appelées fragments ou produits de fission. Dans ce cas, des neutrons rapides / (en moyenne environ 2,5 neutrons pour chaque acte de fission), des particules bêta chargées négativement et des quanta gamma neutres sont émis, et l'énergie de liaison des particules dans le noyau est convertie en énergie cinétique de fragments de fission, neutrons et d'autres particules. Cette énergie est ensuite dépensée pour l'excitation thermique des atomes et des molécules qui composent la substance, c'est-à-dire pour réchauffer la substance environnante.

Après l'acte de fission nucléaire, les fragments de noyaux nés lors de la fission, étant instables, subissent une série de transformations radioactives successives et, avec un certain retard, émettent des neutrons «retardés», un grand nombre de particules alpha, bêta et gamma. D'autre part, certains fragments ont la capacité d'absorber intensivement les neutrons.

Un réacteur nucléaire est une installation technique dans laquelle une réaction en chaîne auto-entretenue de fission de noyaux lourds avec libération d'énergie nucléaire est effectuée. Un réacteur nucléaire est constitué d'un cœur et d'un réflecteur placés dans une enveloppe de protection, le cœur contenant du combustible nucléaire sous la forme d'une composition de combustible dans un revêtement protecteur et un modérateur. Les piles à combustible se présentent généralement sous la forme de barres minces. Ils sont rassemblés en paquets et enfermés dans des pochettes. Ces préfabriqués sont appelés assemblages ou cassettes.

Un fluide caloporteur se déplace le long des piles à combustible, qui perçoit la chaleur des transformations nucléaires. Le fluide caloporteur chauffé dans le cœur se déplace le long de la boucle de circulation du fait du fonctionnement des pompes ou sous l'action des forces d'Archimède et, en passant par l'échangeur de chaleur ou le générateur de vapeur, dégage de la chaleur vers le fluide de refroidissement du circuit externe.

Le transfert de chaleur et le mouvement de ses porteurs peuvent être représentés sous la forme d'un schéma simple:

1. réacteur

2. échangeur de chaleur, générateur de vapeur

3. usine de turbine à vapeur

4. générateur

5. condensateur

Le développement d'une société industrielle repose sur un niveau de production et de consommation en constante augmentation

différents types d'énergie.

Comme vous le savez, la production d'énergie thermique et électrique est basée sur le processus de combustion de combustibles fossiles.

ressources énergétiques -

• pétrole

et dans l'énergie nucléaire - la fission des noyaux d'atomes d'uranium et de plutonium par absorption de neutrons.

L'échelle d'extraction et de consommation des ressources énergétiques fossiles, des métaux, de la consommation d'eau, d'air pour la production de la quantité d'énergie nécessaire à l'humanité est énorme, et les réserves de ressources, hélas, sont limitées. Le problème de l'épuisement rapide des ressources énergétiques naturelles organiques est particulièrement aigu.

1 kg d'uranium naturel remplace 20 tonnes de charbon.

Les réserves mondiales de ressources énergétiques sont estimées à 355 Q, où Q est une unité d'énergie thermique égale à Q \u003d 2,52 * 1017 kcal \u003d 36 * 109 tonnes de carburant standard / t.u. t /, soit carburant avec un pouvoir calorifique de 7000 kcal / kg, de sorte que les réserves d'énergie sont de 12,8 * 1012 tce.

De ce montant, environ 1/3 soit ~ 4,3 * 1012 t.f. peuvent être extraits à l'aide de la technologie moderne à un coût raisonnable de production de carburant. En revanche, la demande énergétique actuelle est de 1,1 * 1010 tep / an, et croît à un rythme de 3-4% par an, soit doublant tous les 20 ans.

Il est facile d'estimer que les ressources fossiles organiques, même avec un ralentissement probable de la croissance de la consommation d'énergie, seront largement épuisées au cours du siècle à venir.

À propos, il convient de noter que la combustion de charbon fossile et de pétrole avec une teneur en soufre d'environ 2,5% génère jusqu'à 400 millions de tonnes par an. le dioxyde de soufre et les oxydes d'azote, c'est-à-dire environ 70 kg. substances nocives pour chaque habitant de la terre par an.

L'utilisation de l'énergie du noyau atomique, le développement de l'énergie atomique supprime l'urgence de ce problème.

En effet, la découverte de la fission de noyaux lourds par capture de neutrons, qui a rendu notre époque atomique, a ajouté un trésor important de combustible nucléaire aux réserves de combustibles fossiles énergétiques. Les réserves d'uranium dans la croûte terrestre sont estimées à 1014 tonnes. Cependant, l'essentiel de cette richesse est à l'état dispersé - dans les granites, les basaltes. Dans les eaux des océans du monde, la quantité d'uranium atteint 4 * 109 tonnes. Cependant, on en sait relativement peu sur les riches gisements d'uranium où l'exploitation minière serait peu coûteuse. Par conséquent, la masse des ressources d'uranium qui peuvent être exploitées avec la technologie moderne et à des prix raisonnables est estimée à 108 tonnes. La demande annuelle d'uranium est, selon les estimations modernes, de 104 tonnes d'uranium naturel. Ainsi, ces réserves permettent, comme l'a dit l'académicien A.P. Aleksandrov, "de supprimer l'épée de Damoclès de la pénurie de carburant pratiquement pour une durée illimitée".

Un autre problème important d'une société industrielle moderne est d'assurer la préservation de la nature, la pureté de l'eau et de l'air.

Préoccupation connue des scientifiques au sujet de «l'effet de serre» résultant des émissions de dioxyde de carbone provenant de la combustion de combustibles fossiles et du réchauffement climatique correspondant du climat sur notre planète. Et le problème de la pollution gazeuse dans le bassin atmosphérique, des pluies «acides», de l'empoisonnement des rivières dans de nombreuses régions se rapprochait de la ligne critique.

L'énergie nucléaire ne consomme pas d'oxygène et a des émissions négligeables en fonctionnement normal. Si l'énergie nucléaire remplace l'énergie conventionnelle, alors la possibilité d'une «serre» avec de graves conséquences environnementales du réchauffement climatique sera éliminée.

Une circonstance extrêmement importante est le fait que l'énergie nucléaire a prouvé son efficacité économique dans presque toutes les régions du monde. En outre, même avec une production d'énergie à grande échelle dans les centrales nucléaires, l'énergie nucléaire ne créera pas de problèmes de transport particuliers, car elle nécessite des coûts de transport négligeables, ce qui libère la société du fardeau du transport constant d'énormes quantités de combustibles fossiles.

Les réacteurs nucléaires sont divisés en plusieurs groupes:

en fonction de l'énergie moyenne du spectre neutronique - en rapide, intermédiaire et thermique;

selon les caractéristiques de conception du noyau - dans la coque et le canal;

par le type de caloporteur - eau, eau lourde, sodium;

par type de modérateur - pour l'eau, le graphite, l'eau lourde, etc.

À des fins énergétiques, pour la production d'électricité, les éléments suivants sont utilisés:

réacteurs eau-eau à eau non bouillante ou bouillante sous pression,

réacteurs à uranium-graphite à eau bouillante ou refroidis au dioxyde de carbone,

réacteurs à canal d'eau lourde, etc.

A l'avenir, les réacteurs à neutrons rapides refroidis par des métaux liquides (sodium, etc.) seront largement utilisés; dans lequel nous implémentons fondamentalement le mode de reproduction du carburant, c'est-à-dire création du nombre d'isotopes fissiles du plutonium Pu-239 dépassant le nombre d'isotopes consommables de l'uranium U-235. Le paramètre qui caractérise la reproduction du combustible est appelé le rapport de plutonium. Il montre combien d'actes d'atomes de Pu-239 sont créés lors des réactions de capture de neutrons dans l'U-238 pour un atome d'U-235, qui a capturé un neutron et a subi une fission ou une transformation radiative en U-235.

Les réacteurs à eau sous pression occupent une place prépondérante dans le parc mondial de réacteurs de puissance. En outre, ils sont largement utilisés dans la marine comme sources d'énergie pour les navires de surface et les sous-marins. De tels réacteurs sont relativement compacts, simples et fiables en fonctionnement. L'eau, qui sert d'agent de refroidissement et de modérateur de neutrons dans ces réacteurs, est relativement bon marché, non agressive et possède de bonnes propriétés neutroniques.

Les réacteurs à eau sous pression sont également appelés réacteurs eau-eau ou à eau légère. Ils se présentent sous la forme d'un récipient sous pression cylindrique avec un couvercle amovible. Cette cuve (cuve du réacteur) abrite une zone active constituée d'assemblages combustibles (cartouches à combustible) et d'éléments mobiles du système de contrôle et de protection. L'eau entre par les buses dans le corps, est introduite dans l'espace sous le noyau, se déplace verticalement vers le haut le long des piles à combustible et est évacuée par les buses de sortie dans la boucle de circulation. La chaleur des réactions nucléaires est transférée dans les générateurs de vapeur à l'eau du circuit secondaire, à une pression inférieure. Le mouvement de l'eau le long du contour est assuré par le fonctionnement des pompes de circulation, ou, comme dans les réacteurs des stations de chauffage, par la pression motrice de la circulation naturelle.

La fusion nucléaire demain.

Pour demain, il est tout d'abord prévu de créer la prochaine génération de tokamaks, dans laquelle une synthèse auto-entretenue pourra être réalisée. À cette fin, le réacteur expérimental thermonucléaire (OTR) est en cours de développement à l'IAE I.V. Kurchatov et à l'Institut de recherche D.V. Efremov sur les équipements électrophysiques.

En OTP, le but est de maintenir la réaction elle-même à un niveau tel que le rapport entre l'énergie utile et l'énergie dépensée (notée Q) soit supérieur ou au moins égal à un: Q \u003d 1. Cette condition est une étape sérieuse dans le développement de tous les éléments du système sur la voie de la création d'un réacteur commercial avec Q \u003d 5. Selon les estimations disponibles, ce n'est qu'à cette valeur de Q que l'autosuffisance d'une source d'énergie thermonucléaire est atteinte, lorsque les coûts de tous les processus de maintenance, y compris les coûts sociaux et ménagers, sont récupérés. En attendant, sur le TFTR américain, la valeur de Q \u003d 0,2-0,4 a été atteinte.

Il y a aussi d'autres problèmes. Par exemple, la première paroi - c'est-à-dire la coque d'une chambre à vide toroïdale - est la partie la plus tendue et la plus longue de toute la structure. Dans l'OTP, son volume est d'environ 300 m 3 et sa superficie d'environ 400 m 2. La paroi doit être suffisamment solide pour résister à la pression atmosphérique et aux forces mécaniques résultant du champ magnétique, et suffisamment mince pour détourner les flux thermiques du plasma vers l'eau circulant du côté extérieur du tore sans différences de température significatives. Son épaisseur optimale est de 2 mm. Les aciers austénitiques ou les alliages de nickel et de titane ont été choisis comme matériaux.

Il est prévu d'installer Euratom NET (Next Europeus Tor), à bien des égards similaire à OTP, c'est la prochaine génération de tokamaks après JET et T-15.

NET devait être construit en 1994-1999. La première étape de la recherche est prévue sur 3-4 ans.

Ils parlent aussi de la prochaine génération après NET - c'est déjà un «vrai» réacteur thermonucléaire, conventionnellement appelé DEMO. Cependant, tout n'est pas encore clair, même avec NET, car il est prévu de construire plusieurs installations internationales.

L'énergie atomique est l'énergie libérée lors de la transformation des noyaux atomiques. La source d'énergie atomique est l'énergie interne du noyau atomique.

Un nom plus précis pour l'énergie atomique est l'énergie nucléaire. Il existe deux types de production d'énergie nucléaire:
- mise en œuvre d'une réaction nucléaire en chaîne de fission de noyaux lourds;
- mise en œuvre d'une réaction thermonucléaire pour la synthèse de noyaux légers.

Mythes de l'énergie atomique

Les réserves mondiales d'uranium s'épuisent. Même un enfant est au courant de l'épuisement des ressources naturelles à notre époque. En effet, les réserves de nombreux minéraux s’épuisent rapidement. Les réserves d'uranium sont actuellement évaluées comme «relativement limitées», mais ce n'est pas si faible. Par comparaison, il y a autant d'uranium que d'étain et 600 fois plus que d'or. Selon les estimations préliminaires des scientifiques, les réserves de ce métal radioactif devraient suffire à l'humanité pour les 500 prochaines années. De plus, les réacteurs modernes peuvent utiliser le thorium comme combustible, et ses réserves mondiales, à leur tour, dépassent de 3 fois celles d'uranium.

L'énergie nucléaire a un impact extrêmement négatif sur l'environnement. Les représentants de diverses campagnes antinucléaires affirment souvent que l'énergie nucléaire contient des «émissions latentes» de gaz qui ont un impact négatif sur l'environnement. Mais selon toutes les informations et calculs modernes, l'énergie nucléaire, même en comparaison avec le solaire ou l'hydroélectricité, qui sont considérés comme presque respectueux de l'environnement, contient un niveau de carbone assez faible.

L'énergie éolienne et houlomotrice est beaucoup moins nocive d'un point de vue environnemental. En réalité, des parcs éoliens sont en cours de construction ou ont déjà été construits sur les sites côtiers les plus importants, et la construction elle-même pollue déjà définitivement l'environnement. Et la construction de stations de houle est encore expérimentale, et son impact sur l'environnement n'est pas exactement connu, il est donc difficile de les qualifier de beaucoup plus durables sur le plan environnemental que l'énergie nucléaire.

Sur le territoire où se trouvent les réacteurs nucléaires, le niveau de leucémie est plus élevé. Le niveau de leucémie chez les enfants à proximité des centrales nucléaires n'est pas plus élevé que, par exemple, dans les zones proches des fermes dites biologiques. Le territoire de propagation de cette maladie peut couvrir à la fois le territoire autour de la centrale nucléaire et le parc national, le degré de danger est absolument le même.

Les réacteurs nucléaires génèrent trop de déchets. En fait, l'énergie nucléaire génère un minimum de déchets, contrairement aux affirmations des écologistes. La terre n'est pas du tout remplie de déchets radioactifs. Les technologies modernes de production d'énergie atomique permettront de minimiser la part de la quantité totale de déchets radioactifs au cours des 20 à 40 prochaines années.

L'énergie nucléaire contribue à la prolifération des armes dans le monde. Une augmentation du nombre de centrales nucléaires entraînera une réduction de la prolifération des armes. Les ogives nucléaires produisent du combustible de réacteur de très bonne qualité, et les ogives de réacteur produisent environ 15% du combustible nucléaire mondial. On s'attend à ce que la demande croissante de combustible pour réacteurs «détourne» ces ogives des terroristes potentiels.

Les terroristes ciblent les réacteurs nucléaires. Après la tragédie du 11 septembre 2001, un certain nombre d'études scientifiques ont été menées pour déterminer la probabilité d'une attaque contre des installations nucléaires. Cependant, les dernières recherches britanniques ont prouvé que les centrales nucléaires sont tout à fait capables de «résister» même à un raid sur un Boeing 767-400. La nouvelle génération de réacteurs nucléaires sera conçue avec un niveau de protection amélioré contre les attaques potentielles de tous les aéronefs existants, et il est également prévu d'introduire des fonctions de sécurité spéciales pouvant être activées sans intervention humaine ni contrôle informatique.

L'énergie nucléaire coûte très cher. Déclaration controversée. Selon le ministère britannique du Commerce et de l'Industrie, le coût de production d'électricité à partir de centrales nucléaires n'est que supérieur au prix du gaz et 10 à 20 fois inférieur à l'énergie produite par les parcs éoliens terrestres. De plus, l'uranium représente 10% du coût total de l'énergie nucléaire, et l'énergie nucléaire n'est pas si sujette aux fluctuations constantes du prix des combustibles tels que le gaz ou le pétrole.

Le démantèlement d'une centrale nucléaire est très coûteux. Cette déclaration s'applique uniquement aux centrales nucléaires construites plus tôt. Bon nombre des réacteurs nucléaires existants ont été construits sans tenir compte de leur démantèlement ultérieur. Mais lors de la construction de nouvelles centrales nucléaires, ce moment sera déjà pris en compte. Cependant, le coût du démantèlement d'une centrale nucléaire sera inclus dans le coût de l'électricité que les consommateurs paient. Les réacteurs modernes sont conçus pour fonctionner pendant 40 ans, et le montant de leur démantèlement sera payé sur cette longue période, et n'aura donc que peu d'effet sur le prix de l'électricité.

La construction d'une centrale nucléaire prend trop de temps. C'est peut-être la plus démotivée de toutes les revendications de campagne antinucléaire. La construction d'une centrale nucléaire prend de 4 à 6 ans, ce qui est comparable au temps de construction des centrales «traditionnelles». La structure modulaire des nouvelles centrales nucléaires peut quelque peu accélérer le processus de construction de centrales nucléaires.