Все в мире состоит из молекул, представляющих собой сложные комплексы взаимодействующих атомов. Молекулы – наименьшие частицы вещества, сохраняющие его свойства. Молекулы состоят из атомов различных химических элементов. Химические элементы состоят из атомов одного типа. Атом, мельчайшая частица химического элемента, состоит из "тяжелого" ядра и вращающихся вокруг него электронов.

Ядра атомов состоят из положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов. Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются в ядрах короткодействующими силами притяжения, возникающими за счет обменов частицами меньшей массы – мезонами.

Ядро элемента X обозначают как или X-A, например уран U-235 – , где Z – заряд ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра, A – массовое число ядра, равное суммарному числу протонов и нейтронов.

Ядра элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами (например, уран имеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var – изобарами.

Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и одиночные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать автономно вне ядерных структур. Такие ядра (иначе элементарные частицы), двигаясь в пространстве и приближаясь к другим ядрам на расстояния, сравнимые с поперечными размерами ядер, могут взаимодействовать с ядрами, или участвовать в реакции. При этом частицы могут захватываться ядрами, либо же менять направление движения после столкновения , отдавая ядру часть кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными реакциями. Акты вхаимодействия без проникновения частиц внуть ядра называются упругим рассеянием.

После захвата частицы составное ядро возбкждается (находится в возбужденном состоянии). "Освободиться" от возбуждения ядро может либо испустив какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделившись на две неравные части. Соответственно по конечным результатам различают реакции захвата, неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона или альфа-частицы.

Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет вид потоков гамма-квантов.

Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции данного типа.

Деление тяжелых ядер происходит при захвате ими нейтронов. При этом испускаются новые частицы и освобождается энергия связи ядра, передаваемая осколкам деления. Это явление было открыто в конце 30-ых годов немецкими учеными Ганом и Штрасманом, что заложило основу практического использования ядерной энергии.

Ядра тяжелых элементов – урана, плутония и некоторых других, интенсивно поглощают тепловые нейтроны. После захвата нейтрона тяжелое ядро с вероятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые осколками или продуктами деления. При этом испускаются быстрые нейтроны/ (в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно заряженные бета-частицы и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и других частиц. Эта энергия затем расходуется на разогревание окружающего вещества, т.е. тепловое возбуждение составляющих вещество атомов и молекул.

После акта деления ядер рожденные при делении осколки ядер, будучи нестабильными по природе, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений и с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны, некоторые осколки обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны.

Ядерный реактор – техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с высвобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из помещенных в защитный корпус активной зоны и отражателя. Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно представляют собой тонкие стержни. Топливные элемнты собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.

Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, воспринимающий выделяемую при ядерных превращениях теплоту. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.

Перенос тепла и движение теплоносителей можно представить в виде простой схемы:

1.Реактор

2.Теплообменник, парогенератор

3.Паротурбинная установка

4.Генератор

5.Конденсатор

6.Насос

Развитие индустриального общества опирается на постоянно растущий уровень производства и потребления различных видов энергии.

Как известно, в основе производства тепловой и электрической энергии лежит процесс сжигания ископаемых энергоресурсов:

1. угля
2. нефти
3. газа

а в атомной энергетике – деление ядер атомов урана и плутония при поглощении нейтронов.

Масштабы добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов, потребления воды и воздуха для производства необходимого человечеству количества энергии огромны, а запасы ресурсов ограничены. Особенно остро встает проблема быстрого исчерпывания запасов органических природных энергоресурсов.

В то же время1 кг природного урана заменяет 20 т угля.

Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q – единица тепловой энергии, равная Q=2,52*1017 ккал = 36*109 тонн условного топлива (т.у.т), т.е. топлива с калорийностью 7000 ккал/кг, так что запасы энергоресурсов составляют 12,8*1012 т.у.т.

Из этого количества примерно одня треть, т.е. ~ 4,3*1012 т.у.т. могут быть извлечены с использованием современной техники при умеренной стоимости топливодобычи. С другой стороны современнные потребности в энергоносителях составляют 1,1*1010 т.у.т./год, и растут со скоростью 3–4% в год, т.е. удваиваются каждые 20 лет.

Видно, что органические ископаемые ресурсы, даже с учетом вероятного замедления темпов роста энергопотребления, будут в значительной мере израсходованы уже в текущем веке.

Следует также отметить, что при сжигании ископаемых углей и нефти, содержащих около 2,5 % серы, ежегодно образуется до 400 млн.т. сернистого газа и окислов азота, т.е. около 70 кг вредных веществ на каждого жителя земли в год.

Развитие атомной энергетики и использование энергии атомного ядра снимают остроту этой проблемы.

Открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов прибавило к запасам энергетического ископаемого топлива запасы ядерного горючего. Количество урана в земной коре оценивается огромной цифрой в 1014 тонн. Однако основная масса этого богатства находится в рассеяном состоянии – в гранитах, базальтах. В водах мирового океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых месторождений урана с невысокой себестоимостью его добычи известно сравнительно немного. Поэтому общую массу урановых ресурсов, доступных при современной технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн естественного урана. Эти запасы позволяют, выражаясь словами академика А.П. Александрова, "убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически на неограниченное время".

Другая важная проблема современного индустриального общества – обеспечение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна.

Т.н. "парниковый эффект", возникает вследствие выбросов углекислого газа при сжигании органического топлива, и возникающего вследствие этого глобального потепления климата на нашей планете. Проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислотных" дождей и отравления рек приблизились во многих районах к критической черте.

Атомная энергетика не потребляет кислорода и при нормальной эксплуатации дает ничтожное количество выбросов. При замене обычной энергетики атомной возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены.

Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при крупномасштабном энергопроизводстве на атомных станциях не возникают особые транспортные проблемы, поскольку требуемые транспортные расходы ничтожны, что освобождает общество от бремени постоянных перевозок органического топлива в огромных количествах.

Ядерные реакторы делятся на несколько типов:

1. в зависимости от средней энергии спектра нейтронов ректоры делятся на быстрые, промежуточные и тепловые;
2. по конструктивным особенностям активной зоны реакторы делятся на корпусные и канальные;
3. по типу теплоносителя – на водяные, тяжеловодные, натриевые;
4. по типу замедлителя – на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются реакторы следующих типов:

1. водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением;
2. уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом;
3. тяжеловодные канальные реакторы и др.

В будущем ожидается широкое применение реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидкими металлами (натрием и др.). В подобных реакторах принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239, превышающего колич ество расходуемых изотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива, называется плутониевым коэффициентом и показывает, сколько атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на один атом U-235, захватившего нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-235.

Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Помимо этого, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок. Подобные реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов, дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.

Реакторы с водой под давлением (или иначе водоводяные или легководные реакторы) конструктивно выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит в корпус через патрубки, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и через выходные патрубки отводится в контур циркуляции. Выделяемое при ядерных реакциях тепло передается в парогенераторах воде второго контура, находящейся под более низким давлением . Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, за счет движущего напора естественной циркуляции.

Типичная тепловая схема водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР), действующих с 1964 года в СССР, показана на рисунке 1:

1.Реактор

2.Парогенератор

3.Циркуляционный насос