Агапітових Саша. 9 А
самопідтримуючий керована ядерна ланцюгова реакція була здійснена в грудні 1942 р. Фізики Чикагського університету, очолювані Е. Фермі, побудували перший у світі ядерний реактор, названий СР-1. Він складався з графітових блоків, між якими були розташовані кулі з природного утрати і його двоокису. Швидкі нейтрони, що з'являються після ділення ядер урану, сповільнювалися графітом, а потім викликали нові поділу ядер.
Реактори, подібні СР-1, в яких основна частка поділів відбувається під дією теплових нейтронів, називають реакторами на теплових нейтронах. У їх склад входить дуже багато сповільнювача в порівнянні з ураном.
В Радянському Союзі теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи і контролю реакторів були проведені групою фізиків і інженерів під керівництвом академіка І. В. Курчатова. Перший радянський реактор складався з графіту, в якому були розміщені блоки природного урану. Досвід роботи на цьому реакторі і експериментальні дослідженнями, проведені на ньому, дали можливість перейти до проектування інших, більш складних по конструкції реакторів.
В Нині у світі діє кілька сот реакторів, які використовують для різних цілей. Реактор складається з декількох зон, кожна з яких має своє призначення. У центральній частині розташована розмножуються система, звана активною зоною. Вона зібрана з блоків сповільнювача з отворами по поздовжніх осях. В отвори вставлені металеві трубки, які називають технологічними каналами. Канал заповнений тепловиділяючими елементами (ТВЕЛ). У конструкцію Твела входить урансодержащих стрижень, укладений у герметичну металеву оболонку. Канал з ТВЕЛ енергетичного реактора називають паливним каналом, канал з ТВЕЛ дослідницького реактора - робочим каналом.
Теплові нейтрони, захоплювані 235U, що викликається ділення ядер, в результаті чого виділяється тепло, і испускаются швидкі нейтрони. Останні сповільнюються до теплових енергій в блоці сповільнювача, а потім перетікають у твели і т. д. Таким чином, урансодержащіе стрижні є джерелом тепла та швидких нейтронів, а сповільнювач - джерелом теплових нейтронів. Стрижні виконують з речовин (уран, окис урану і ін), до складу яких входять діляться ядра. Такі речовини називають ядерним паливом.
1 корпус реактора; 2 теплова колона; 3 регулюючий стрижень; 4 бетонна захист; 5 твели; 6 відбивач; 7 експериментальний канал; 8 система тепловідводу.
РОЗВИТОК АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ.
Головним джерелом електроенергії на Землі служать теплові електростанції, що працюють на органічному паливі. Запаси органічного палива в надрах Землі обмежені і поступово виснажуються. Тому перед людством вже зараз постає проблема поповнення енергетичних ресурсів. Одним з реальних шляхів заміни органічного палива є спалювання ядерного палива в ядерних реакторах. Природні запаси ядерного палива і ядерної сировини настільки великі, що використання його забезпечить людство електроенергією на сотні років.
Перша АЕС електричною потужністю 5000 кВт пущена 27 червня 1954 р в р Обнінську. Над проектуванням першої АЕС працював численний колектив учених, інженерів і робітників, в тому числі відомі радянські вчені І. В. Курчатов, Д. І. Блохинцев, Н. А. Доллежаль, А. К. Красін та ін
Успішна багаторічна робота Першої АЕС показала, що атомні електростанції цілком надійні в управлінні. Біологічний захист реактора забезпечує безпечну роботу персоналу станції. В навколишньої місцевості не відзначається помітного підвищення дози випромінювання в порівнянні з природним фоном,
Пуск перший АОС поклав початок розвитку атомної енергетики. У багатьох країнах розгорнулися широкі пошуки прийнятних варіантів АОС для збільшення енергетичних ресурсів.
Вчені-атомнікі всіх країн регулярно збираються в Женеві на міжнародні конференції. На них обговорюються отримані результати дослідження та перспективи розвитку атомної енергетики. Перша конференція відбулася в 1955 р., друга - 1958 р. Якщо на першій конференції діюча атомна енергетика була представлена тільки однієї Першої АЕС електричною потужністю 5000 кВт, то до кінця 1971 р. число станцій перевищила 100 із загальною електричною потужністю 30 ГВт. У 1985 р. потужність АЕС зростає до 810 ГВт і забезпечить четверту частину потреби в електроенергії.
Зараз в країні працюють кілька великих АЕС: Белоярская ім. І. В. Курчатова електричною потужністю 300 МВт, Нововоронежська - 1500 МВт, Ленінградська - 1000 МВт, Кольська - 880 МВт, Сибірська - 6ОО МВт та ін Для арктичного флоту в грудні 1959 р. побудований атомний криголам В«ЛенінВ» З трьома ВВЕР потужністю по 90 МВт. Рух криголама в льодах забезпечувалося одночасною роботою трьох реакторів при потужності кожного 65 МВт. У 1973 р. переобладнаний криголам знову вийшов на арктичні траси. В удосконаленій енергетичній установці криголама змонтовано два високоефективних ВВЕР.
Атомний криголам володіє однією важливою перевагою перед звичайними криголамами. Останнім необхідно щомісяця підвозити пальне. Атомний криголам працює кілька навігацій без поповнення пального. У 1975 р. арктичний флот поповнився другу атомну криголамом В«АрктикаВ»
В районах, віддалених від розробок кам'яного вугілля і нафти, вигідно будувати невеликі АЕС електричною потужністю 1, 0 - 1, 5 МВт. Для цих цілей в м. Обнінську побудований і відпрацьований в експлуатації експериментальний зразок невеликий АЕС ТЕС-3 електричною потужністю 1, 5 МВт з ВВЕР. Все обладнання станції об'єднано в чотири блоки, встановлених на чотирьох енергосамоходних гусеничних платформах. Блоки та енергосамоходи збирають на заводі і транспортують по залізниці до місця монтажу АЕС. При необхідності станцію демонтують і перевозять на нове місце. Досвід, отриманий на експериментальному зразку ТЕС-3, використаний при проектуванні АЕС АБВ-l, 5 (Атомна блокова установка з ВВЕР електричною потужністю 1, 5 МВт). У першому контурі АЕС тепло відводиться від реактора природною циркуляцією теплоносія, що спрощує її схему і експлуатацію.
Інший зразок малої транспортабельної АЕС Арбус електричною потужністю 750 кВт споруджений в Димитровграді. У ній використовують енергетичний реактор з органічним теплоносієм - газойлем, що має низьку температуру замерзання (Від - 50 до - 700 С). Це спрощує експлуатацію станції в суворих зимових умовах.
Радянськими вченими та інженерами спроектовані АЕС з реакторами-розмножувачів на швидких нейтронах БН-350 електричною потужністю 350 МВт і БН-600 електричною потужністю 600 МВт. Результати досліджень по обгрунтуванню проектів АЕС БН-350 і БН-600 використовуються в розробках проектів більш потужних АЕС, оптимальних за техніко-економічним показниками відтворенню ядерного палива.
", Широкі можливості для використання енергетичних реакторів відкриті в області опріснення солоних вод. Розвиток промисловості в деяких районах Землі гальмується недоліком або відсутністю прісної води. До цих районам відноситься Донбас, частина узбережжя Каспійського моря та ін Забезпечити ці райони прісною водою можна двома шляхами: прорити довгі канали і перекачувати прісну воду з річок чи побудувати потужну установку, опріснювати солоні води, запаси якої в зазначених районах величезні. В одних випадках економічно вигідний перший шлях, в інших - другий.
Застосування потужних енергетичних реакторів в опріснювальних установках дає можливість отримати дешеву прісну воду. Вартість прісної води буде настільки низькою, що таку воду економічно вигідно буде використовувати для водопостачання промислових центрів, зрошення сільськогосподарських полів.
Атомно-енергетичні опріснювальні установки можуть мати трехцелевое призначення. На них буду одночасно виробляти електроенергію, тепло для побутових потреб і прісну воду. Якщо в установці джерелом енергії служить реакторах на швидких нейтронах, то вона переробляє 238...
