* Данный текст распознан в автоматическом режиме, поэтому может содержать ошибки

Ю, Я Практическая возможность высвобождения ядерной энергии стала очевидной после открытия в 1939 г. реакции деления урана-235 под действием нейтронов. В России развитие ядерной энергетики предопределили начатые в 1930-х гг. И. В. Курчатовым и другими учёными фундаментальные исследования в области физики атомного ядра. В 40—50-х гг. были созданы научная база и технические средства ядерной энергетики, организованы промышленные предприятия по добыче и переработке урана, введён в эксплуатацию (1946) первый в Европе ядерный ураново-графитовый реактор. В 1954 г. состоялся пуск первой в мире опытно-промышленной АЭС с энергетическим реактором, рассчитанным на 30 МВт тепловой и 5 МВт электрической мощности. К нач. 21 в. в мире работало св. тысячи энергетических реакторов общей мощностью в несколько десятков тысяч мегаватт. Одна из важнейших проблем ядерной энергетики — разработка экономичных и надёжных способов захоронения жидких и твёрдых радиоактивных отходов, образующихся в процессе эксплуатации АЭС (примерно 0,5—1,5 м3 жидких отходов в год на 1 МВт электрической мощности реактора). К жидким отходам относятся: теплоноситель (при его замене), вода бассейнов, где хранятся т е п л о в ы д е л я ю щ и е э л е м е н т ы , дезактивационные растворы, получаемые при удалении радиоактивных загрязнений, и т. п.Ю твёрк дым отходам — в основном отработавшие детали и узлы реакторного оборудования. Жидкие отходы, как правило, перерабатываются непосредственно на АЭС, полученные концентраты вместе с твёрдыми отходами помещают в специальные хранилища, т. н. ядерные могильники. Перспективное развитие ядерной энергетики связано с использованием управляемого термоядерного синтеза (соединения) ядер лёгких элементов (напр., водорода) с образованием другого вещества (в данном случае — гелия). При этом выделяется громадное количество энергии. С созданием термоядерного энергетического реактора решаются все проблемы сбора и захоронения радиоактивных отходов, поскольку их просто не будетЮ кроме того, такой реактор становится практически неисчерпаемым источником энергии. Широкие исследования термоядерного синтеза ведутся во многих странах: России, США, Великобритании и др. Созданы мощные экспериментальные термоядерные установки, в т. ч. с тороидальными камерами (напр., «Токамак» в России). большим содержанием урана-235 — до 30К , а также смесь урана с плутониемЮ таких реакторах количество накапв ливающегося плутония-239 может существенно превышать количество сгораемого, т. е. возможно воспроизводство ядерного топлива, причём коэффициент воспроизводства зависит от состава топлива и может достигать значений 1,4—1,7. Так как в реакторах на тепловых нейтронах ядерное топливо выгорает далеко не полностью (коэффициент его использования составляет всего ок. 1К ), отработавшие ТВЭЛы отправляют на заводы по их переработке с целью регенерации. При этом уран и плутоний очищают от продуктов деления, после чего, как правило, их используют для изготовления новых ТВЭЛов. Я´ ДЕРНОЕ ТО´ ПЛИВО, вещество, содержащее делящиеся ядра и используемое в я д е р н ы х р е а к т о р а х для осуществления цепной реакции деления. Ядерное топливо загружают в активную зону реактора в виде т е п л о в ы д е л я ю щ и х э л е м е н т о в (ТВЭЛов). Различают природное ядерное топливо (первичное), состоящее, как правило, из смеси веществ (материалов), содержащих уран-238 (99,28К ), уран-235 (0,714К ) и уран-234 (0,006К ), и вторичное ядерное топливо, содержащее ядра урана-238 и тория-232, способные при бомбардировке нейтронами в ядерном реакторе образовывать делящиеся ядра плутония-239 и урана-233, не существующие в природе. Для ядерных реакторов на тепловых нейтронах урановое топливо обычно обогащают, доводя содержание урана-235 до 2—4К . В ядерных реакторах на быстрых нейтронах используют уран с ещё Я´ ДЕРНЫ Й РЕА´ КТОР, установка, в которой осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Деление ядра в реакторе происходит в результате его бомбардировки нейтронами, вызывающей распад ядра с образованием осколков. При распаде ядра образуется несколько свободных нейтронов, которые бомбардируют следующие ядра и вызывают новые деления, т. е. процесс приобретает лавинообразный характер. При делении ядер выделяется большое количество тепловой энергии. Реакция деления ядер происходит в а к т и в н о й з о н е реактора, где находится я д е р н о е т о п л и в о . Кроме того, в активной зоне размещается замедлитель нейтронов, уменьшающий скорость их движения. В качестве замедлителя применяют графит, воду или другие вещества, содержащие ядра лёгких элементов. В таких реакторах основная часть делений происходит под действием тепловых (медленных) нейтронов с кинетической энергией до 0,5 эВ (тепловые реакторы). При отсутствии замедлителя основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией св. 10 кэВ (быстрые реакторы). Для отвода тепла из активной зоны реактора служит т е п л о н о с и т е л ь (водяной пар, вода, инертный газ, жидкий металл и др.). Активная зона реактора окружена отражателем, предотвращающим вылет нейтронов за её пределы. Кроме того, весь реактор закрыт защитной оболочкой, которая изолирует его и не позволяет проникать наружу радиоактивным излучениям, опасным для всего живого (см. Б и о л о г и ч е с к а я з а щ и т а ). Для замедления или остановки реакции в активную зону могут вводиться специальные поглотители нейтронов в виде стержней из бора, кадмия, самария и др., а для инициирования цепной реакции при пуске реактора (в отдельных случаях) — источник нейтронов. Реакторы на тепловых нейтронах бывают корпусные в виде толстостенного металлического сосуда с водой, внутри которого располагается замедлитель и набор тепловыделяющих элементов — ТВЭЛов (водо-водяные реакторы — ВВЭР), и канального типа, у которых ТВЭЛы размещаются в каналах графитового замедлителя, по этим же каналам прокачивается теплоноситель, обычно вода (графито-водные реакторы типа РМБК). Быстрые реакторы имеют гораздо более сложную конструкцию, чем тепловые. Так как такие реакторы работают на быстрых нейтронах (без замедлителя), в их активной зоне освобождается значительно больше энергии (на единицу объёма), чем в тепловых. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность, которая оп- 443