Большая Советская Энциклопедия (ЯД)
Ядамсурэн Уржингийн
Ядамсурэ'н Уржингийн (р. 1905, Восточный аймак), монгольский живописец. Учился в Московском художественном институте им. В. И. Сурикова (1930-е гг.). В произведениях Я. («Народный сказитель», 1958, Музей изобразительных искусств МНР, Улан-Батор; «Победоносный герой», совместно с Уржином) техника и приёмы национальной живописи удачно сочетаются с методами европейского письма.
У. Ядамсурэн. «Три печальных холма». Гуашь. 1962. Музей изобразительных искусств МНР. Улан-Батор.
Ядерная авария
Я'дерная ава'рия , вызывается неконтролируемым течением цепной реакции в ядерном реакторе .
Неконтролируемое протекание цепной реакции во всём объёме активной зоны ядерного реактора практически невозможно — система управления и защиты реактора исключает возникновение подобной ситуации. Однако при значительных геометрических размерах современных мощных энергетических реакторов возможно возникновение локальных кратковременных очагов критичности, что может привести к нежелательным последствиям, например возникновению повреждений в реакторе или его активной зоне в результате возрастания тепловыделения сверх допустимого значения. Такой тепловой всплеск может быть вызван, например, смещением тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) со своих мест, ошибочным извлечением стержня регулирования.
Я. а. может быть также обусловлена образованием критической массы в объёмах или устройствах, содержащих делящиеся материалы. Соблюдение правил техники безопасности при работе с делящимися веществами практически полностью исключает возможность возникновения Я. а. такого рода.
Ю. И. Корякин.
Ядерная батарея
Я'дерная батаре'я , атомная батарея, источник тока, преобразующий энергию, выделяющуюся при радиоактивном распаде, в энергию электрического тока (см. Радиоактивность ). Я. б. используют преимущественно в портативной радиоаппаратуре, наручных часах, слуховых аппаратах, измерительных приборах. В зависимости от способа превращения ядерной энергии в электрическую Я. б. можно разделить на 2 типа: 1) с прямым зарядом электродов, при котором заряженные частицы, вылетающие с одного электрода (эмиттера), накапливаются на другом электроде (коллекторе), образуя разность потенциалов; 2) с преобразованием кинетической энергии испускаемых заряженных частиц в электрическую энергию при помощи промежуточных сред — газообразных, жидких или твёрдых; в этом случае используют явления контактной разности потенциалов электродов в ионизированном газе, электрохимические генерации энергии из радикальных и молекулярных продуктов, образующихся под действием радиоактивного излучения на электролит, а также полупроводниковые р — n -переходы. Источником заряженных частиц (b-частиц, a-частиц, осколков деления ядер) в Я. б. служат либо радиоактивные изотопы, либо нерадиоактивные элементы (например, серебро), активируемые в ядерном реакторе при нейтронном облучении.
Н. С. Лидоренко.
Ядерная бомба
Я'дерная бо'мба , авиационная бомба с ядерным зарядом ; один из видов ядерных боеприпасов. Сбрасывается с самолётов или других летательных аппаратов для поражения различных целей. См. также Атомная бомба .
Ядерная геология
Я'дерная геоло'гия , см. Радиогеология .
Ядерная силовая установка
Я'дерная силова'я устано'вка , ядерная энергетическая установка, предназначена для использования, как правило, на транспортных средствах.
Основная сфера применения Я. с. у. — атомный флот . Это объясняется рядом преимуществ Я. с. у. перед корабельными установками на обычном топливе: практически неограниченная автономность плавания, большая мощность на валу, и, как следствие, возможность длительно использовать высокую скорость хода. Я. с. у. состоит из ядерного реактора с оборудованием и паро- или газотурбинной установки, посредством которых тепловая энергия, выделяющаяся в реакторе, преобразуется в механическую или в электрическую энергию. Наибольшее распространение в Я. с. у. получили водо-водяные реакторы под давлением.
Преимущественное использование Я. с. у. на судах, в первую очередь на подводных лодках, обусловлено тем, что Я. с. у. при работе не требуют кислорода, благодаря чему подводные лодки могут более длительное время находиться в погруженном состоянии. В 1959 в Советском Союзе было построено первое невоенное судно с Я. с. у.— атомный ледокол «Ленин» . В дальнейшем были построены более мощные атомные ледоколы — «Арктика» (1974) и «Сибирь» (1977). В 60—70-х гг. за рубежом также были построены транспортные экспериментальные суда невоенного назначения, оснащенные Я. с. у., — «Саванна» (США), «Отто Ган» (ФРГ), «Муцу» (Япония).
В разное время в ряде стран велись разработки воздушно транспортных средств с Я. с. у. (самолётов, дирижаблей), однако к 1978 работа по ним не вышла за рамки технико-экономических исследований и проектных проработок. Несколько дальше продвинулись работы по Я. с. у. для космических летательных аппаратов ; например, в США (проект Nerva) работы были доведены до стадии стендовых испытаний.
Ю. И. Корякин.
Ядерная спектроскопия
Я'дерная спектроскопи'я , раздел ядерной физики, посвященный изучению дискретного спектра ядерных состояний — определение энергии, спина , чётности , изотонического спина и др. квантовых характеристик ядра в основном в возбуждённых состояниях. Значение этих данных необходимо для выяснения структуры ядер и получения сведений о силах, действующих между нуклонами (см. Ядро атомное ). Установление перечисленных характеристик производится путём измерения энергий, интенсивностей, угловых распределений и поляризаций излучений, испускаемых ядром либо в процессе радиоактивного распада, либо в ядерных реакциях . Получение спектроскопических данных по исследованию радиоактивного распада часто называется спектроскопией радиоактивных излучений, причём различают a-, b- и g-спектроскопии в соответствии с типом излучений. В ядерно-спектроскопических исследованиях, основанных на использовании ядерных реакций, отчётливо выделены 3 направления: применение так называемых прямых ядерных реакций , кулоновского возбуждения ядра и резонансных реакций. В последнем направлении особое место занимает так называемая нейтронная спектроскопия (изучение энергетических зависимостей вероятностей ядерных реакций, вызываемых нейтронами).
Арсенал технических средств современной Я. с. чрезвычайно разнообразен. Он включает в себя магнитные спектрометры для измерения энергий заряженных частиц, кристалл-дифракционные спектрометры для измерения энергий g-излучения, различные детекторы ядерных излучений , позволяющие регистрировать и измерять энергию частиц и g-квантов по эффектам взаимодействия быстрых частиц с атомами вещества (возбуждение и ионизация атомов). Среди спектрометрических приборов этого типа большое значение приобрели твердотельные детекторы (см. Сцинтилляционный счётчик , Полупроводниковый детектор ), сочетающие сравнительно хорошее энергетическое разрешение (относительная точность измерения энергии ~ 1—10%) с высокой «светосилой» (доля эффективно используемого излучения), достигающей в некоторых приборах величин, близких к 1 (энергетическое разрешение лучших магнитных спектрометров 0,1% при светосиле около 10-3 ).
Благодаря появлению полупроводниковых детекторов и развитию ускорительной техники (см. Ускорители заряженных частиц ), а также применению ЭВМ (для накопления и обработки экспериментальных данных и для управления экспериментом) стало возможным создание автоматизированных измерительных комплексов, позволяющих получить большие объёмы систематизированной прецизионной информации о свойствах ядер (см. рис. ).
Методы Я. с. применяются практически во всех ядерных исследованиях, а также за пределами физики (в биологии, химии, медицине, технике); например, активационный анализ опирается на данные о схемах распада радиоактивных изотопов; Мёссбауэра эффект , первоначально использовавшийся в Я. с. как метод измерения времён жизни возбуждённых состояний ядер, применяется для исследования электронной структуры твёрдого тела, строения молекул и др. Данные Я. с. необходимы также при химических, биологических и других исследованиях методами изотопных индикаторов.
Лит.: Альфа-, бета- и гамма-спектроскопия, пер. с англ., М., 1969. См. также лит. при ст. Ядро атомное .
А. А. Сорокин.
Блок-схема измерительного комплекса (на базе синхроциклотрона ОИЯИ) для изучения схем распада нейтронно-дефицитных ядер, образующихся при бомбардировке ядер мишени (например, Ta) протонами с энергией до 680 Мэв .
Ядерная техника
Я'дерная те'хника, отрасль техники, использующая ядерную энергию ; совокупность технических средств и организационных мероприятий, связанных с техническим использованием ядерных свойств различных веществ. Основные направления Я. т.— реакторостроение, производство ядерного топлива , изготовление тепловыделяющих элементов для ядерных реакторов , переработка отработавшего ядерного топлива, изотопов разделение , производство и применение радиоактивных изотопов , разработка методов и средств защиты организма от излучения . С Я. т. тесно связаны промышленным получение конструкционных материалов для ядерных реакторов, в частности графита , тяжёлой воды , циркония , бериллия и др.; создание надёжных систем автоматического регулирования и управления реакторами и ядерными силовыми установками ; разработка рациональных систем отвода и использования тепла, выделяющегося в реакторе; разработка теории и методов расчёта ядерно-физических и тепловых процессов и многие другие научно-технические проблемы.
Ядерная физика
Я'дерная фи'зика, раздел физики, посвященный изучению структуры атомного ядра, процессов радиоактивного распада и механизма ядерных реакций . Придавая этому термину более общий смысл, к Я. ф. часто относят также физику элементарных частиц . Иногда разделами Я. ф. продолжают считать направления исследований, ставшие самостоятельными ветвями техники, например ускорительную технику (см. Ускорители заряженных частиц ), ядерную энергетику . Исторически Я. ф. возникла ещё до установления факта существования ядра атомного . Возраст Я. ф. можно исчислять со времени открытия радиоактивности .
Канонизированного деления современной Я. ф. на более узкие области и направления не существует. Обычно различают Я. ф. низких, промежуточных и высоких энергий. К Я. ф. низких энергий относят проблемы строения ядра, изучение радиоактивного распада ядер, а также исследования ядерных реакций, вызываемых частицами с энергией до 200 Мэв. Энергии от 200 Мэв до 1 Гэв называются промежуточными, а свыше 1 Гэв — высокими. Это разграничение в значительной мере условно (особенно деление на промежуточные и высокие энергии) и сложилось в соответствии с историей развития ускорительной техники. В современной Я. ф. структуру ядра исследуют с помощью частиц высоких энергий, а фундаментальные свойства элементарных частиц устанавливают в результате исследования радиоактивного распада ядер.
Обширной составной частью Я. ф. низких энергии является нейтронная физика, охватывающая исследования взаимодействия медленных нейтронов с веществом и ядерные реакции под действием нейтронов (см. Нейтронная спектроскопия ). Молодой областью Я. ф. является изучение ядерных реакций под действием многозарядных ионов. Эти реакции используются как для поиска новых тяжёлых ядер (см. Трансурановые элементы ), так и для изучения механизма взаимодействия сложных ядер друг с другом. Отдельное направление Я. ф. — изучение взаимодействия ядер с электронами и фотонами (см. Фотоядерные реакции ). Все эти разделы Я. ф. тесно переплетаются друг с другом и связаны общими целями.
В Я. ф. (как и во всей современной физике) существует резкое разделение эксперимента и теории. Арсенал экспериментальных средств Я. ф. разнообразен и технически сложен. Его основу составляют ускорители заряженных частиц (от электронов до многозарядных ионов), ядерные реакторы , служащие мощными источниками нейтронов, и детекторы ядерных излучений , регистрирующие продукты ядерных реакций. Для современного ядерного эксперимента характерны большие интенсивности потоков ускоренных заряженных частиц или нейтронов, позволяющие исследовать редкие ядерные процессы и явления, и одновременная регистрация нескольких частиц, испускаемых в одном акте ядерного столкновения. Множество данных, получаемых в одном опыте, требует использования ЭВМ, сопрягаемых непосредственно с регистрирующей аппаратурой (см. Ядерная спектроскопия ). Сложность и трудоёмкость эксперимента приводит к тому, что его выполнение часто оказывается посильным лишь большим коллективам специалистов.
Для теоретической Я. ф. характерна необходимость использования аппаратов разнообразных разделов теоретической физики: классической электродинамики , теории сплошных сред, квантовой механики , статистической физики , квантовой теории поля . Центральная проблема теоретической Я. ф. — квантовая задача о движении многих тел, сильно взаимодействующих друг с другом. Теорией ядра и элементарных частиц были рождены и развиты новые направления теоретической физики (например, в теории сверхпроводимости , в теории химической реакции), получившие впоследствии применение в других областях физики и положившие начало новым математическим исследованиям (обратная задача теории рассеяния и её применения к решению нелинейных уравнений в частных производных) и др. Развитие теоретических и экспериментальных ядерных исследований взаимозависимо и тематически связано. Стоящие перед Я. ф. проблемы слишком сложны и лишь в немногих случаях могут быть решены чисто теоретическим или эмпирическим путём. Я. ф. оказала большое влияние на развитие ряда других областей физики (в частности, астрофизики и физики твёрдого тела) и других наук (химии, биологии, биофизики).
Прикладное значение Я. ф. в жизни современного общества огромно, её практические приложения фантастически разнообразны — от ядерного оружия и ядерной энергетики до диагностики и терапии в медицине (см. Радиология ). Вместе с тем (и это является специфической особенностью Я. ф.) она остаётся той фундаментальной наукой, от прогресса которой можно ожидать выяснения глубоких свойств строения материи и открытия новых общих законов природы.
Лит. см. при ст. Ядро атомное .
И. С. Шапиро.
«Ядерная физика»
«Я'дерная фи'зика», научный журнал Отделения ядерной физики АН СССР. Основан в 1965, издаётся в Москве. Выходит 2 тома в год по 6 выпусков в каждом. Публикует оригинальные статьи, рассчитанные на специалистов по физике атомного ядра, физике элементарных частиц, физике частиц высоких энергий, физике космических лучей. Тираж (1978) около 1000 экз. Переиздаётся в США на английском языке (с 1965).
Ядерная фотографическая эмульсия
Я'дерная фотографи'ческая эму'льсия, фотографическая эмульсия , предназначенная для регистрации следов заряженных ядерных частиц. Используется в ядерной физике , физике элементарных частиц и космического излучения, для авторадиографии и в дозиметрии ядерных излучений. Первым применением фотоэмульсии в ядерной физике можно считать исследования А. А. Беккереля , который в 1896 обнаружил радиоактивность солей U по вызываемому ими почернению фотоэмульсии. В 1910 японский физик С. Киносита показал, что зёрна галогенида серебра обычной фотоэмульсии становятся способными к проявлению, если через них прошла хотя бы одна a-частица. В 1927 Л. В. Мысовский с сотрудниками (СССР) изготовил пластинки с толщиной эмульсионного слоя 50 мкм и наблюдал с их помощью рассеяние a-частиц на ядрах эмульсии. В 30-х гг. началось изготовление Я. ф. э. со стандартными свойствами, с помощью которых можно было регистрировать следы медленных частиц (a-частиц, протонов). В 1937—1938 М. Блау и Г. Вомбахер (Австрия) и А. П. Жданов с сотрудниками (СССР) наблюдали в Я. ф. э. расщепления ядер, вызванные космическим излучением. В 1945—1948 появились Я. ф. э., пригодные для регистрации слабо ионизующих однозарядных релятивистских частиц, метод Я. ф. э. стал точным количественным методом исследований.
Я. ф. э. отличается от обычной фотоэмульсии двумя особенностями: отношение массы галогенида серебра к массе желатины в 8 раз больше; толщина слоя, как правило, в 10—100 раз больше, достигая иногда 1000—2000 мкм и более (стандартная толщина фирменных Я. ф. э. 100—600 мкм ). Зёрна галогенида серебра в эмульсии имеют сферическую или кубическую форму, их средний линейный размер зависит от сорта эмульсии и обычно составляет 0,08—0,30 мкм .
Заряженные частицы или электромагнитное излучение, связанное с ядерными реакциями, вызывают в Я. ф. э. действие, аналогичное свету. Процесс проявления играет роль сильного увеличения первоначального слабого эффекта (скрытого фотографического изображения ), подробно тому как лавинный разряд в Гейгер-Мюллера счётчике или бурное вскипание пузырьков в пузырьковой камере многократно увеличивают слабые эффекты, связанные с начальной ионизацией, производимой заряженной частицей. Ядерные частицы, как правило, обладают большой энергией, благодаря чему они могут создавать центры чувствительности в лежащих на их пути зёрнах галогенида серебра. После фиксирования Я. ф. э. вдоль следа частицы образуется цепочка чёрных зёрен. Следы частиц наблюдают с помощью микроскопа при увеличении 200—2000.
В ядерной физике эмульсии обычно используют в виде слоев, нанесённых на стеклянные подложки. При исследовании частиц высоких энергий (на ускорителях или в космическом излучении) их иногда укладывают в большие стопки в несколько сотен слоев. Объём стопок доходит до десятков л ; образуется практически сплошная фоточувствительная масса. После экспозиции отдельные слои могут быть наклеены на стеклянные подложки и обработаны обычным образом. Положение слоев точно маркируется, благодаря чему траекторию частиц легко прослеживать по всей стопке, переходя от слоя к слою.
Свойства следа, оставленного в эмульсии заряженной частицей, зависят от её заряда Z, скорости v и массы М . Так, остаточный пробег частицы (длина следа от его начала до точки остановки) при данных е и v пропорционален М; при достаточно большой скорости v частицы плотность зёрен (число проявленных зёрен на единицу длины следа) g ~ e 2 /v 2 . Если плотность зёрен слишком велика, они слипаются в сплошной чёрный след. В этом случае, особенно если е велико, мерой скорости может быть число d-электронов, образующих на следе характерные ответвления. Их плотность также ~ e 2 /v 2 . Если е = 1, а v ~ с (с — скорость света), то след частицы в релятивистской Я. ф. э. имеет вид прерывистой линии из 15—20 чёрных точек на 100 мкм пути (рис. 1 ). В Я. ф. э. можно измерять рассеяние частицы, среднее угловое отклонение на единицу пути: j ~ e/pv (р — импульс частицы). Я. ф. э. можно поместить в сильное магнитное поле и измерить импульс частицы и знак её заряда, что позволяет определить заряд, массу и скорость частицы. Достоинства метода Я. ф. э. — высокое пространственное разрешение (можно различать явления, отделённые расстояниями < 1 мкм , что для релятивистской частицы соответствует временам пролёта <10-16 сек ) и возможность длительного накопления редких событий.
Создание современной Я. ф. э. явилось большим научно-техническим достижением. По словам английского физика С. Пауэлла, «разработка улучшенных эмульсий как бы открыла новое окно в природу, через которое мы впервые увидели следы, странные и неожиданные, еще неизвестные физикам...».
С 1945 по 1955 методом Я. ф. э. были сделаны важные открытия: зарегистрированы p-мезоны (пионы) и последовательности распадов p ® m + n, m ® e + n + n в Я. ф. э., экспонированных космическим излучением, а также обнаружены ядерные взаимодействия p- - и К- -мезонов. С помощью Я. ф. э. удалось оценить время жизни p0 -мезона (10-16 сек ), обнаружен распад К-мезона на 3 пиона, открыт S-гиперон и обнаружено существование гипер-ядра , открыт антилямдагиперон (см. Гипероны ). Методом Я. ф. э. был исследован состав первичного космического излучения; кроме протонов, в нём были обнаружены ядра He и более тяжёлых элементов, вплоть до Fe (рис. 3 ). С 60-х гг. метод Я. ф. э. вытесняется пузырьковыми камерами , которые дают бо'льшую точность измерений и возможность применения ЭВМ для обработки данных.
Лит.: Пауэлл С., Фаулер П., Перкинс Д., Исследование элементарных частиц фотографическим методом, пер. с англ., М., 1962.
А. О. Вайсенберг.
Рис. 2. «Звезда», образованная ядром S из первичного космического излучения, след унизан многими следами d-электронов. Следы частиц с небольшой ионизацией (стрелки) принадлежат мезонам, возникшим при столкновении ядра S с ядрами эмульсии.
Рис. 1. Следы частиц с различной ионизующей способностью. «Звезда» создана p-мезоном с энергией 750 Мэв . На следе, идущем вправо, заметны «веточки» медленных d-электронов.
Ядерная химия
Я'дерная хи'мия, термин, который часто применяется в том же смысле, что и радиохимия . К Я. х. иногда относят также ряд проблем, связанных с исследованием продуктов ядерных реакций и использованием методов ядерной физики в химических исследованиях (см. Мёссбауэра эффект , Ядерный магнитный резонанс , Ядерный квадрупольный резонанс и др.).
Ядерная электроника
Я'дерная электро'ника, совокупность методов ядерной физики, в которых используются электронные приборы для получения, преобразования и обработки информации, поступающей от детекторов ядерных излучений . Эти методы применяются помимо ядерной физики и физики элементарных частиц всюду, где приходится иметь дело с ионизирующими излучениями (химия, медицина, космические исследования и т. д.). Малая длительность процессов и, как правило, высокая их частота, а также наличие фона требуют от приборов Я. э. высокого временного разрешения (~ 10-9 сек ). Необходимость одновременного измерения большого числа параметров (амплитуды сигнала, времени его прихода, координаты точки его детектирования и др.) привела к тому, что именно в Я. э. впервые были разработаны схемы аналого-цифрового преобразования, применены цифровые методы накопления информации, многоканальный и многомерный анализ и использованы ЭВМ (см. Электронная вычислительная машина ).
При регистрации частиц (или квантов) задача Я. э. сводится к счёту импульсов от детектора; при идентификации типа излучения или при исследовании его спектра анализируется форма импульса, его амплитуда или относительная задержка между импульсами. В случае исследования пространств, распределения излучения регистрируются номера «сработавших» детекторов или непосредственно определяется координата точки детектирования.
Главными элементами устройств Я. э. являются: совпадений схемы , антисовпадений схемы , амплитудные дискриминаторы, линейные схемы пропускания и сумматоры, многоканальные временные и амплитудные анализаторы, различные устройства для съёма информации с координатных детекторов (искровых камер и пропорциональных камер) и т. д. Полный перечень насчитывает сотни наименований.
Устройство для регистрации частиц содержит детектор, усилитель, преобразователь сигнала и регистрирующее устройство. Преобразователь переводит сигнал детектора в стандартный импульс или преобразует амплитуду или время прихода сигнала в цифровой код. Для регистрации результатов измерения применяются счётчики импульсов, запоминающие устройства или ЭВМ, реже самопишущие приборы или фотоаппаратура.
На рис. 1 изображена упрощённая система для исследования спектров излучения. Заряженная частица пересекает детекторы Д1 , Д2 , Д3 и останавливается в детекторе Д4 . Сигналы с Д1 , Д2 , Д3 через формирователи Ф1 , Ф2 , Ф3 поступают на схему совпадений СС, которая отбирает события, при которых сигналы на её входы приходят одновременно. Одновременность прихода импульсов обеспечивается согласующимися линиями задержки ЛЗ. Схема совпадения вырабатывает сигнал, который «разрешает» преобразование исследуемого импульса от детектора Д4 . Результат преобразования из аналого-цифрового преобразователя АЦП в виде цифрового кода заносится в оперативное запоминающее устройство или ЭВМ. Измеренный амплитудный спектр выводится на экран электроннолучевой трубки ЭЛТ. Эта часть системы, ограниченная пунктиром, представляет собой многоканальный амплитудный анализатор. Скорость счёта на выходе схемы совпадений, фиксируемая счётчиком СЧ, показывает число зарегистрированных событий. Временной отбор сигналов осуществляется схемами совпадений, которые срабатывают от импульсов с определённой длительностью и амплитудой. Схемы совпадения реализуют логическую функцию «И» (логическое умножение), т. е. на её выходе сигнал появляется лишь тогда, когда импульсы на всех входах имеют определённый уровень, называются «единичным». Если на один из входов схемы совпадения подать сигнал с инвертированной полярностью, она превращается в схему антисовпадений. В современных схемах совпадений и антисовпадений используются стандартные интегральные схемы (рис. 2 ).
Амплитудный отбор осуществляется дискриминаторами, которые выполняются по схеме триггера Шмидта или на туннельных диодах (ТД) и формируют стандартный выходной импульс лишь в случае, если напряжение (или ток) на входе превысит заданный порог. Для амплитудной дискриминации часто используются схемы сравнения (компараторы). Эволюция схем совпадений и амплитудных дискриминаторов типична и для др. приборов Я. э. Вместо блоков, реализующих одну логическую функцию («И», «ИЛИ» и т. д.), разрабатываются универсальные многофункциональные устройства, логическую функцию которых можно задавать извне. Этому способствовало внедрение ЭВМ в Я. э. Вычислительная техника позволила создать автоматизированную аппаратуру с программно регулируемыми параметрами: ЭВМ управляет порогами срабатывания схем, временным разрешением, задержкой сигналов, логикой отбора событий, режимом работы измерительные системы и т. д. Внедряются в практику физического эксперимента также микропроцессоры и специализированные процессоры для распознавания образов, для накопления и предварит, обработки результатов измерений (рис. 3 ). Накопление экспериментальных данных происходит в ЭВМ с последующей переписью на магнитную ленту. Результаты предварительной обработки выводятся на экран электроннолучевой трубки, что позволяет оператору вмешиваться в ход измерений. ЭВМ управляет различными исполнительными устройствами: моторами, перемещающими детекторы или мишени, реле, коммутаторами сигналов и т. д.
Лит.: Ковальский Е., Ядерная электроника, пер. с англ., М., 1972; Электронные методы ядерной физики, М., 1973; Колпаков И. Ф., Электронная аппаратура на линии с ЭВМ в физическом эксперименте, М., 1974; Современная ядерная электроника, т. 1—2, М., 1974.
Ю. А. Семенов.
Рис. 3. Система накопления и обработки информации в ядерно-физическом эксперименте.
Рис. 2. Схема совпадений.
Рис. 1. Схема спектрометра заряженных частиц.
Ядерная энергетика
Я'дерная энерге'тика, отрасль энергетики , использующая ядерную энергию (атомную энергию) в целях электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая и использующая на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основу Я. э. составляют атомные электростанции (АЭС). Источником энергии на АЭС служит ядерный реактор , в котором протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов, преимущественно 235 U и 239 Pu. При делении ядер урана и плутония выделяется тепловая энергия, которая преобразуется затем в электрическую так же, как на обычных тепловых электростанциях . При истощении запасов органического топлива (угля, нефти, газа, торфа) использование ядерного топлива — пока единственно реальный путь надёжного обеспечения человечества необходимой ему энергией. Рост потребления и производства электроэнергии приводит к тому, что в некоторых странах мира уже ощущается нехватка органического топлива и всё большее число развитых стран начинает зависеть от импорта энергоресурсов. Истощение или недостаток топливных энергоресурсов, удорожание их добычи и транспортирования стали одними из причин так называемого «энергетического кризиса» 70-х гг. 20 в. Поэтому в ряде стран ведутся интенсивные работы по освоению новых высокоэффективных методов получения электроэнергии за счёт использования других источников, и в первую очередь ядерной энергии.
Ни одна отрасль техники не развивалась так быстро, как Я. э.: в 1954 в СССР вступила в строй первая в мире АЭС (г. Обнинск), а в 1978 в СССР, США, Великобритании, Франции, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, ГДР, ЧССР, НРБ, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и других странах уже дали ток свыше 200 АЭС, установленная мощность которых превысила 100 Гвт . Доля Я. э. в общем производстве электроэнергии непрерывно растет, и, по некоторым прогнозам, к 2000 году не менее 40% всей электроэнергии будет вырабатываться на АЭС. В программе энергетического строительства СССР также предусматривается опережающее развитие Я. э., особенно на Европейской части территории СССР.
Все АЭС основаны на ядерных реакторах двух типов: на тепловых и быстрых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах, как более простые, получили во всём мире, в том числе и в СССР, наибольшее распространение. К моменту создания первой АЭС в СССР уже были разработаны физические основы цепной реакции деления ядер урана в реакторах на тепловых нейтронах; был выбран тип реактора — канальный, гетерогенный, уран-графитовый (теплоноситель — обычная вода). Такой реактор надёжен в эксплуатации и обеспечивает высокую степень безопасности, в частности за счёт дробления контура циркуляции теплоносителя. Перегрузку топлива можно производить «на ходу», во время работы реактора. Тепловая мощность реактора первой АЭС составила 30 Мвт , номинальная электрическая мощность АЭС — 5 Мвт . Пуском Обнинской АЭС была доказана возможность использования нового источника энергии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации этой АЭС, использован при строительстве других АЭС в СССР.
В 1964 была включена в Свердловскую энергосистему Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова с реактором на тепловых нейтронах электрической мощностью 100 Мвт , реактор которой существенно отличался от своего предшественника более высокими тепловыми характеристиками за счёт перегрева пара, осуществляемого в активной зоне реактора (т. н. ядерный перегрев). Второй блок Белоярской АЭС усовершенствованной конструкции и более мощный (200 Мвт ) был введён в эксплуатацию в 1967. Реактор имеет одноконтурную систему охлаждения. Основной недостаток ядерного перегрева — повышение температуры в активной зоне реактора, что приводит к необходимости применять температуростойкие материалы (например, нержавеющую сталь) для оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), а это в большинстве случаев ведёт к снижению общей эффективности использования ядерного топлива.
Установленные на первых АЭС уран-графитовые реакторы канального типа не имеют тяжёлого, громоздкого стального корпуса. строительство АЭС с такими реакторами представляется весьма заманчивым, поскольку оно освобождает заводы тяжёлого машиностроения от изготовления стальных изделий больших габаритов (корпус водо-водяного реактора имеет форму цилиндра диаметром 3—5 м , высотой 11—13 м при толщине стенок 100—250 мм ) с массой 200—500 т . Опыт эксплуатации первых уран-графитовых реакторов, работавших по одноконтурной схеме с кипящей водой в качестве теплоносителя, способствовал созданию одноконтурного уран-графитового кипящего реактора большой мощности — РБМК. Первый такой реактор электрической мощностью 1000 Мвт (РБМК-1000) был установлен в сентябре 1973 на Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС), а в декабре 1973 первый блок ЛАЭС дал промышленный ток в электрическую сеть Ленэнерго. Второй блок также мощностью 1000 Мвт сдан в эксплуатацию в конце 1975. За 1977 ЛАЭС выработала 12,5 млрд. квт ×ч электроэнергии. Строительство ЛАЭС продолжается, она будет состоять из 4 блоков общей мощностью 4000 Мвт . Тепловая мощность каждого из 4 блоков ЛАЭС 3200 Мвт , 70 Гкал/ч (335 Гдж/ч ) тепла будет отбираться для нужд теплофикации. ЛАЭС является головной из строящихся АЭС в Европейской части СССР.
В 1976 вступил в строй первый блок Курской АЭС с реактором РБМК электрической мощностью 1000 Мвт . В 1977 вошла в строй Чернобыльская АЭС; заканчивается сооружение Смоленской АЭС и других также с несколькими реакторами РБМК-1000. В 1975 в Литовской ССР развернулось строительство Игналинской АЭС с 4 уран-графитовыми реакторами канального типа электрической мощностью 1500 Мвт каждый. Увеличение единичной мощности реактора РБМК на Игналинской АЭС до 1500 Мвт достигнуто фактически в габаритах реактора РБМК-1000 за счёт усовершенствования, главным образом конструкции ТВЭЛов. Форсирование мощности РБМК-1000 уменьшает удельные капиталовложения на сооружение АЭС, повышает её среднюю удельную мощность. Ведутся (1978) проработки и эксперименты по созданию реакторов типа РБМК электрической мощностью 2000 и 2400 Мвт .
В СССР с 1974 успешно эксплуатируется АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль, построенная в районе г. Билибино (Магаданская область). Электрическая мощность Билибинской АТЭЦ 48 Мвт , выработка тепла для отопления и централизованного горячего водоснабжения достигает 100 Гкал/ч .
Из реакторов на тепловых нейтронах в СССР наибольшее распространение получили корпусные водо-водяные реакторы — ВВЭР. В 1964 вступила в строй Нововоронежская атомная электростанция с ВВЭР электрической мощностью 210 Мвт , в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит обычная вода. Тепловая мощность реактора 760 Мвт . По удельной энергонапряжённости и экономичности использования топлива реактор этого типа один из лучших. В декабре 1969 был сдан в эксплуатацию второй блок с ВВЭР электрической мощностью 365 Мвт . В 1971—72 были введены третий и четвёртый блоки электрической мощностью 440 Мвт каждый с реакторами ВВЭР-440. За 1977 Нововоронежская АЭС выработала свыше 10 млрд. квт ×ч электроэнергии. В 1978 заканчивается сооружение пятого блока электрической мощностью 1000 Мвт , после чего мощность Нововоронежской АЭС достигнет 2500 Мвт . Именно этот пятый блок с ВВЭР-1000 стал прототипом строящихся АЭС с ВВЭР большой мощности.
Последовательное укрупнение единичной мощности энергетического оборудования на Нововоронежской АЭС (210, 365, 440, 1000 Мвт ) характерно не только для ВВЭР. Развитие мировой энергетики, в том числе и Я. э., всегда сопровождалось ростом единичных мощностей энергетических установок. Укрупнение оборудования несколько снижает стоимость сооружения АЭС, однако каждая последующая ступень укрупнения приносит всё меньшую экономию. На Кольском полуострове в 1973—74 были сданы в эксплуатацию 2 блока АЭС с ВВЭР-440. Пуск Кольской АЭС имеет большое значение, т. к. на Кольском полуострове гидроэнергетика не имеет больших перспектив, а привозить топливо экономически невыгодно.
В декабре 1976 в Армянской ССР был введён в строй первый блок АЭС с реактором ВВЭР-440. Эта первая в Армении и Закавказье АЭС расположена в горной местности (высота над уровнем моря 1100 м ) в сейсмическом районе. Такое местоположение Армянской АЭС связано с необходимостью решения задачи по обеспечению надёжной и безопасной работы АЭС в трудных сейсмических условиях. По расчётам АЭС способна выдержать подземные толчки в 8—9 баллов (осенью 1976 во время землетрясения в Турции АЭС уже выдержала толчки в 4—5 баллов).
При технической помощи СССР в ряде социалистических стран строятся АЭС с ВВЭР. Так, в ГДР в 1966 построена АЭС в г. Рейнсберг с ВВЭР электрической мощностью 70 Мвт ; на побережье Балтийского моря на АЭС им. Бруно Лёйшнера сданы в эксплуатацию (в 1973—77) 3 блока с ВВЭР-440. Строительство ещё 3 блоков успешно продолжается. В НРБ на АЭС «Козлодуй» с 1976 действуют 2 блока с ВВЭР-440, сооружение ещё 2 блоков такой же мощности завершается. В ЧССР с 1972 работает АЭС «А-1» с реактором на тяжёлой воде (замедлитель нейтронов) и углекислом газе (в качестве теплоносителя). Электрическая мощность АЭС «А-1» 140 Мвт . Реактор разработан совместно советскими и чехословакцкими специалистами. В ЧССР сооружается также крупная промышленная АЭС с ВВЭР-440; первый блок будет введён в строй в 1978, а второй — в 1979. Ведётся строительство АЭС с ВВЭР-440 в СРР, ВНР, ПНР. При технической помощи СССР закончено (1976) сооружение АЭС с ВВЭР-440 в Финляндии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации реакторов типа ВВЭР в Советском Союзе и за рубежом, привёл к созданию ВВЭР-1000, который имеет 4 петли, в каждую из них входят: парогенератор, главный циркуляционный насос, 2 запорные задвижки и др. оборудование. Тепловая мощность каждой петли 750 Мвт .
Кроме реакторов с водой под давлением, в Советском Союзе сооружен кипящий водо-водяной реактор с одноконтурной схемой выработки пара непосредственно в реакторе. Опытная АЭС с реактором ВК-50 (на 50 Мвт ) была построена в Димитровграде (Ульяновская область) и пущена в 1965. Одноконтурная схема значительно упрощает теплотехническое оборудование, делает проще связь ядерного реактора с турбоагрегатом. Опыт эксплуатации АЭС с реактором ВК-50 свидетельствует о надёжной работе станции и высокой степени безопасности обслуживающего персонала.
В мире создано много различных типов реакторов на тепловых нейтронах с разными замедлителями и теплоносителями. В их числе водо-водяные реакторы под давлением, водо-водяные кипящие реакторы, уран-графитовые с водяным теплоносителем, уран-графитовые с ядерным перегревом пара, реакторы органо-органические (с органическим замедлителем и органическим теплоносителем), газо-графитовые (теплоноситель — углекислый газ), реакторы с тяжёлой водой (теплоноситель — обычная вода), тяжеловодные реакторы (с тяжёлой водой в качестве замедлителя и теплоносителя), реакторы с гелиевым теплоносителем и др.
Установлено, что АЭС с реакторами на тепловых нейтронах могут успешно конкурировать с обычными ТЭС, однако масштабы развития АЭС сдерживаются низкой эффективностью использования природного урана реакторами на тепловых нейтронах. Более перспективны реакторы на быстрых нейтронах, так называемые быстрые реакторы , которые могут наилучшим образом использовать деление ядер тяжёлых элементов и одновременно создавать новое искусственное ядерное топливо 239 Pu. При попадании быстрых нейтронов в ядро 238 U происходит несколько реакций превращения и создания отдельных трансурановых элементов, в результате которых образуется 239 Pu. При делении ядер 239 Pu высвобождается нейтронов больше, чем при делении ядер 235 U. Если рассматривать Я. э. с позиции рационального использования ядерного топлива, то основная задача Я. э. сводится к выбору методов оптимального использования нейтронов и сокращения бесполезных потерь нейтронов, образующихся при делении ядер урана и плутония. Коэффициент воспроизводства в быстрых реакторах может достигать значений 1,4 и даже 1,7; т. е., «сжигая» 1 кг плутония, быстрый реактор не только возвращает его, но за счёт вовлечения в топливный цикл неделящихся изотопов 238 U даёт дополнительно 0,4—0,7 кг плутония, который может служить новым ядерным топливом.
В 1968 в г. Димитровграде было закончено сооружение крупной исследовательской АЭС мощностью 12 Мвт с быстрым реактором БОР-60, который обеспечил проведение исследований по улучшению показателей и конструкций отдельных элементов быстрого реактора с натриевым охлаждением и подтвердил правильность пути, выбранного сов. учёными при создании энергетических реакторов на быстрых нейтронах. В конце 1972 на полуострове Мангышлак сооружена крупная опытная АЭС с быстрым реактором БН-350 с натриевым охлаждением. АЭС БН-350 двухцелевого назначения: производство электрической энергии (установленная мощность 150 Мвт ) и выдача пара на опреснительные установки для получения из морской воды 120 тыс. т пресной воды в сутки. Шевченковская АЭС — крупнейшая в мире (на 1978) опытно-промышленная энергетическая установка с реакторами на быстрых нейтронах, позволяет учёным решить ряд проблем Я. э. На Белоярской АЭС в качестве третьего блока строится новая промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 600 Мвт (БН-600). Сооружение и пуск АЭС с реактором БН-600 — следующий этап в развитии советской Я. э. В БН-600 была применена более экономичная и конструктивно новая (по сравнению с БН-350) так называемая интегральная компоновка первого контура, при которой активная зона, насосы, промежуточные теплообменники размещены в одном баке — корпусе. Сравнение результатов работы БН-350 и БН-600 покажет, какое из конструктивных и технологических решений лучше.
Одна из главных целей работ с реакторами на быстрых нейтронах — достижение высоких темпов расширенного воспроизводства ядерного топлива, что невозможно на реакторах других типов. Научные изыскания и эксперименты по реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем продолжаются в расчёте на большие мощности — до 800—1600 Мвт . В США, Великобритании, Франции и других странах в качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах также используется натрий. Но натрий не единственный возможный тип теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах. В качестве теплоносителя может применяться и газ, в частности гелий; например, в институте ядерной энергетики АН БССР работают над использованием N2 O4 в качестве газового теплоносителя.
На ранних этапах развития Я. э. в ряде стран мира учёные работали над многими типами реакторов с целью выбрать в дальнейшем наилучший из них в техническом и экономическом отношениях. В 70-х гг. почти все страны ориентируют свои национальные программы развития Я. э. на ограниченное число типов ядерных реакторов. Например, в США основными являются водо-водяные реакторы под давлением и кипящие реакторы; в Канаде — тяжеловодный реактор на природном уране; в СССР — водо-водяные реакторы под давлением и уран-графитовые реакторы канального типа.
В связи со значительным увеличением цен на уголь и особенно на нефть и всё возрастающими трудностями их добычи быстрейшее развитие Я. э. становится экономически полностью оправданным: по современным оценкам стоимость производства электроэнергии на АЭС в 1,5—2 раза ниже, чем на обычных ТЭС. По прогнозам зарубежных специалистов к 1980 в мире будет находиться в эксплуатации порядка 250 реакторов общей мощностью 200 Гвт . И хотя экономические кризисы и инфляция в капиталистических странах и другие привходящие обстоятельства могут изменить такой прогноз в сторону уменьшения мощности АЭС, общая тенденция к росту Я. э. очевидна. Использование ядерной энергии для выработки электроэнергии, тепла, для опреснения воды, производства восстановителей для металлургической промышленности, получения новых видов химической продукции — всё это задачи огромного масштаба, которые придают Я. э. не только новые качества, но и показывают её ещё далеко не использованные возможности. К преимуществам Я. э. относят также и то, что АЭС не загрязняют атмосферу окислами серы, азота, губительно влияющими на окружающую среду. Проблеме обеспечения радиационной безопасности населения и защиты окружающей среды от радиоактивного загрязнения в СССР и в др. индустриально развитых странах уделяется большое внимание.
Кроме крупных промышленных АЭС, в СССР разрабатываются и сооружаются АЭС малой и очень малой мощности для специальных целей. В 1961 была сдана в эксплуатацию передвижная ядерная энергетическая установка ТЭС-3 с реактором водо-водяного типа электрической мощностью 1500 квт . Всё оборудование ТЭС-3 размещается на 4 самоходных гусеничных платформах с кузовами вагонного типа.
В 1964 была пущена энергетическая установка «Ромашка» с ядерным реактором на быстрых нейтронах и полупроводниковым термоэлектрическим преобразователем мощностью 500 вт . Эта установка проработала на стенде более 15 000 ч вместо ожидаемых 1000 ч . «Ромашка» — прототип ядерной установки с непосредственным преобразованием ядерной энергии в электрическую энергию.
В 1970—71 были созданы и прошли испытания 2 термоэмиссионных реактора-преобразователя — «Топаз-1» и «Топаз-2» электрической мощностью 5 и 10 квт соответственно. Принцип прямого преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в нагреве в вакууме катода до высокой температуры при поддержании анода относительно холодным, при этом с поверхности катода «испаряются» (эмиттируют) электроны, которые, пролетев межэлектродный зазор, «конденсируются» на аноде, и при замкнутой наружной цепи по ней идёт электрический ток. Основное преимущество такой установки по сравнению с электромашинными генераторами — отсутствие движущихся частей. Энергетические установки, основанные на использовании ядерной энергии, находят также применение как транспортные силовые установки (см. Ядерная силовая установка ). Особенно широко они используются на подводных лодках, а также на транспортных судах невоенного назначения, в том числе на атомных ледоколах.
В процессе эксплуатации АЭС образуется относительно большое количество жидких и твёрдых радиоактивных отходов . Жидкими отходами на АЭС могут быть теплоноситель первого контура в случае необходимости его замены, протечки теплоносителя при нарушении герметичности оборудования, вода бассейнов выдержки отработавших ТВЭЛов, дезактивационные растворы, растворы от регенерации ионообменных фильтров, воды спец. прачечных, воды пунктов дезактивации оборудования и специального транспорта и др. Практика показывает, что за год работы на АЭС образуется от 0,5 до 1,5 м 3 среднеактивных жидких отходов в расчёте на 1 Мвт электрической мощности реакторов. В жидких отходах со средним уровнем радиоактивности сосредоточено около 99% общего количества радионуклидов, попадающих в отходы. В СССР принята схема переработки всех жидких радиоактивных отходов непосредственно на АЭС с использованием методов выпарки и ионного обмена. Концентраты отходов (кубовые остатки после выпарки), ионообменные смолы, пульпы, первичный теплоноситель при его замене собирают и по герметичным трубопроводам направляют в специальные ёмкости-хранилища для среднеактивных отходов. Твёрдыми радиоактивными отходами на АЭС являются в основном отдельные детали или узлы реакторного оборудования, инструменты, предметы спецодежды и средств индивидуальной защиты персонала, ветошь, фильтры из систем газоочистки. На АЭС, кроме жидких и твёрдых радиоактивных отходов, возможны выбросы, содержащие летучие соединения радиоактивных изотопов, а также образование радиоактивных аэрозолей. Некоторое количество радиоактивных газов и аэрозолей после тщательной спец. очистки отводят в атмосферу, а жидкие и твёрдые отходы, загрязнённые радиоактивными веществами, складируются в специальные хранилища-могильники.
Однако главная проблема в развитии Я. э. — разработка экономичных, надёжных способов захоронения больших количеств высокоактивных отходов. В этом направлении во многих странах мира ведутся научно-исследовательские и опытно-промышленные работы, в частности по разработке эффективных методов остекловывания радиоактивных отходов. В 70-х гг. в Я. э. переработка выгоревших ТВЭЛов ещё не получила большого развития, но с расширением строительства АЭС и особенно быстрых реакторов, когда понадобится большое количество вторичного ядерного топлива, массовое захоронение высокоактивных отходов может приобрести первостепенное значение.
