| к-рого была впервые разработана X. Бете (1929). Исследуя эти изменения, можно установить характер взаимодействия атома с его окружением. Крупнейшим экспериментальным достижением в этой области А. ф. было открытие Е. К. Завойским в 1944 электронного парамагнитного резонанса, давшего возможность изучать различные связи атомов с окружающей средой.
Современная атомная физика. Осн. разделами совр. А. ф. являются теория атома, атомная (оптическая) спектроскопия, рентгеновская спектроскопия, радиоспектроскопия (она исследует также и вращательные уровни молекул), физика атомных и ионных столкновений. Различные разделы спектроскопии охватывают разные диапазоны частот излучения и, соответственно, разные диапазоны энергий квантов. В то время как рентгеновская спектроскопия изучает излучения атомов с энергиями квантов до сотен тыс. эв, радиоспектроскопия имеет дело с очень малыми квантами - вплоть до квантов менее 10-6 эв.
Важнейшая задача А. ф.- детальное определение всех характеристик состояний атома. Речь идёт об определении возможных значений энергии атома - его уровней энергии, значений моментов количества движения и др. величин, характеризующих состояния атома. Исследуются тонкая и сверхтонкая структуры уровней энергии (см. Атомные спектры), изменения уровней энергии под действием электрич. и магнитного полей -как внешних, макроскопических, так и внутренних, микроскопических. Большое значение имеет такая характеристика состояний атома, как время жизни электрона на уровне энергии. Наконец, большое внимание уделяется механизму возбуждения атомных спектров.
Области явлений, исследуемых разными разделами А. ф., перекрываются. Рентгеновская спектроскопия измерением испускания и поглощения рентгеновских лучей позволяет определить гл. обр. энергии связи внутр. электронов с ядром атома (энергии ионизации), распределение электрич. поля внутри атома. Оптич. спектроскопия изучает совокупности спектральных линий, испускаемых атомами, определяет характеристики уровней энергии атома, интенсивности спектральных линий и связанные с ними времена жизни атома в возбуждённых со стояниях, тонкую структуру уровней энергии, их смещение и расщепление в электрич. и магнитном полях. Радиоспектроскопия детально исследует ширину и форму спектральных линий, их сверхтонкую структуру, сдвиг и расщепление в магнитном поле, вообще внутриатомные процессы, вызываемые очень (слабыми взаимодействиями и влияниями среды.
Анализ результатов столкновений быстрых электронов и ионов с атомами даёт возможность получить сведения о распределении плотности электронного заряда ("электронного облака") внутри атома, об энергиях возбуждения атома, энергиях ионизации.
Результаты детального исследования строения атомов находят самые широкие применения не только во мн. разделах физики, но и в химии, астрофизике и др. областях науки. На основании изучения уширения и сдвига спектральных линий можно судить о местных (локальных) полях в среде (жидкости, кристалле), обусловливающих эти изменения, и о состоянии этой среды (темп-ре, плотности и др.). Знание распределения плотности электронного заряда в атоме и её изменений при внешних взаимодействиях позволяет предсказать тип хим. связей, к-рые может образовывать атом, поведение иона в кристаллич. решётке. Сведения о структуре и характеристиках уровней энергии атомов и ионов чрезвычайно важны для устройств квантовой электроники. Поведение атомов и ионов при столкновениях - их ионизация, возбуждение, перезарядка - существенно для физики плазмы. Знание детальной структуры уровней энергии атомов, особенно многократно ионизованных, важно для астрофизики.
Таким образом, А. ф. тесно связана с др. разделами физики и др. науками о природе. Представления об атоме, выработанные А. ф., имеют и важное мировоззренческое значение. "Устойчивость" атома объясняет устойчивость различных видов вещества, непреврати-мость хим. элементов в естеств. условиях, напр. при обычных на Земле темп-рах и давлениях. "Пластичность" же атома, изменение его свойств и состояний при изменении внешних условий, в к-рых он существует, объясняет возможность образования более сложных систем, качественно своеобразных, их способность приобретать различные формы внутр. организации. Так находит разрешение то противоречие между идеей о неизменных атомах и качественным многообразием веществ, к-рое существовало и в древности, и в новое время и служило основанием для критики атомизма.
Лит.: Бор Н., Три статьи о спектрах и строении атомов, пер. с нем., М.- П., 1923; Б о р н М., Современная физика, пер. с нем., М., 1965; Б р о и л ь Л., Революция в физике, пер. с франц., М., 1963; Шпольский Э. В., Атомная физика, 5 изд., т. 1, М., 1963.
М. А. Ельяшевич. Р. Я. Штейнман.
АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ (АЭС), электростанция, в к-рой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую. Генератором энергии на АЭС является атомный реактор (см. Ядерный реактор). Тепло, к-рое выделяется в реакторе в результате цепной реакции деления ядер нек-рых тяжёлых элементов, затем так же, как и на обычных тепловых электростанциях (ТЭС), преобразуется в электроэнергию. В отличие от ТЭС, работающих на органич. топливе, АЭС работает на ядерном горючем (в осн. 233U, 235U. 239Рu). При делении 1 г изотопов урана или плутония высвобождается 22 500 квт • ч, что эквивалентно энергии, содержащейся в 2800 кг условного топлива. Установлено, что мировые энергетич. ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний и др.) существенно превышают энергоресурсы природных запасов органич. топлива (нефть, уголь, природный газ и др.). Это открывает широкие перспективы для удовлетворения быстро растущих потребностей в топливе. Кроме того, необходимо учитывать всё увеличивающийся объём потребления угля и нефти для технологич. целей мировой химич. пром-сти, к-рая становится серьёзным конкурентом тепловых электростанций. Несмотря на открытие новых месторождений органич. топлива и совершенствование способов его добычи, в мире наблюдается тенденция к относит. увеличению его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые условия для стран, имеющих ограниченные запасы топлива органического происхождения. Очевидна необходимость быстрейшего развития атомной энергетики, к-рая уже занимает заметное место в энергетич. балансе ряда пром. стран мира.
Первая в мире АЭС опытно-пром. назначения (рис. 1) мощностью 5 Мвт была пущена в СССР 27 июня 1954 г. в г. Обнинске. До этого энергия атомного ядра использовалась преим. в воен. целях. Пуск первой АЭС ознаменовал открытие нового направления в энергетике, получившего признание на 1-й Между-нар. научно-технич. конференции по мирному использованию атомной энергии (авг. 1955, Женева).
В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 Мвт (полная проектная мощность 600 Мвт). В том же году развернулось строительство Белоярской пром. АЭС, а 26 апр. 1964 генератор 1-й очереди (блок мощностью 100 Мвт) выдал ток в Свердловскую энергосистему. 2-й блок мощностью 200 Мвт сдан в эксплуатацию в октябре 1967. Отличительная особенность Белоярской АЭС - перегрев пара (до получения нужных параметров) непосредственно в ядерном реакторе, что позволило применить на ней обычные современные турбины почти без всяких переделок.
В сент. 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 Мвт. Себестоимость 1 квт • ч электроэнергии (важнейший экономич. показатель работы всякой электростанции) на этой АЭС систематически снижалась: она составляла 1,24 коп. в 1965, 1,22 коп. в 1966, 1,18 коп. в 1967, 0,94 коп. в 1968. Первый блок Нововоронежской АЭС был построен не только для пром. пользования, но и как демонстрац. объект для показа возможностей и преимуществ атомной энергетики, надёжности и безопасности работы АЭС. В нояб. 1965 в г. Мелекессе Ульяновской обл. вступила в строй АЭС с водо-водяным реактором "кипящего" типа мощностью 50 Мвт; реактор собран по одноконтурной схеме, облегчающей компоновку станции. В декабре 1969 был пущен второй блок Нововоронежской АЭС (350 Мвт).
За рубежом первая АЭС пром. назначения мощностью 46 Мвт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Англия).Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 Мвт в Шиппингпорте (США).
Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором, имеющим водяное охлаждение, приведена на рис. 2. Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора l, отбирается водой (теплоносителем) 1-го контура, к-рая прокачивается через реактор циркуляционным насосом 2. Нагретая вода из реактора поступает в теплообменник (парогенератор) 3, где передаёт тепло, полученное в реакторе, воде 2-го контура. Вода 2-го контура испаряется в парогенераторе, и образующийся пар поступает в турбину 4.
Наиболее часто на АЭС применяются 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: 1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; 2) гра-фито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; З) тя-желоврдные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя; 4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.
Выбор преимущественно применяемого типа реактора определяется гл. обр. накопленным опытом в реакторостроснии,а также наличием необходимого пром. оборудования, сырьевых запасов и т. д. В СССР строят гл. обр. графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.
В зависимости от вида и агрегатного состояния теплоносителя создаётся тот или иной термодинамич. цикл АЭС. Выбор верхней температурной границы термодинамич. цикла определяется максимально допустимой темп-рой оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), содержащих ядерное горючее, допустимой темп-рой собственно ядерного горючего, а также свойствами теплоносителя, принятого для данного типа реактора. На АЭС, тепловой реактор к-рой охлаждается водой, обычно пользуются низкотемпературными паровыми циклами. Реакторы с газовым теплоносителем позволяют применять относительно более экономичные циклы водяного пара с повышенными начальными давлением и темп-рой. Тепловая схема АЭС о этих двух случаях выполняется 2-контурной: в 1-м контуре циркулирует теплоноситель, 2-й контур - пароводяной. При реакторах с кипящим водяным или высокотемпературным газовым теплоносителем возможна одноконтурная тепловая АЭС. В кипящих реакторах вода кипит в активной зоне, полученная пароводяная смесь сепарируется, и насыщенный пар направляется или непосредственно в турбину, или предварительно возвращается в активную зону для перегрева
Рис. 3. Принципиальная тепловая схема АЭС с ядерным перегревом пара (2-й блок Белоярской АЭС): / - реактор; 2 - испарительный канал; 3 - пароперегревательный канал; 4-барабан-сепаратор; 5 - циркуляционный насос; 6 - деаэратор; 7 - турбина; 8 - конденсатор; 9 - конденсатный насос; 10 - регенеративный подогреватель низкого давления; 11 - питательный насос; 12 - регенеративные подогреватели высокого давления; 13 - генератор электрического тока.
(рис. 3). В высокотемпературных графито-газовых реакторах возможно применение обычного газотурбинного цикла. Реактор в этом случае выполняет роль камеры сгорания.
При работе реактора концентрация делящихся изотопов в ядерном топливе постепенно уменьшается, т. е. ТВЭЛы выгорают. Поэтому со временем их заменяют свежими. Ядерное горючее перезагружают с помощью механизмов и приспособлений с дистанц. управлением. Отработавшие ТВЭЛы переносят в бассейн выдержки, а затем направляют на переработку.
К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой; теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура цирку-ляц. контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.
В зависимости от конструктивного исполнения реакторы имеют отличит. особенности: в корпусных реакторах ТВЭЛы и замедлитель расположены внутри корпуса, несущего полное давление теплоносителя; в канальных реакторах ТВЭЛы, охлаждаемые теплоносителем, устанавливаются в спец. трубах-каналах, пронизывающих замедлитель, заключённый в тонкостенный кожух. Такие реакторы применяются в СССР (Сибирская, Бело-ярская АЭС и др.).
Для предохранения персонала АЭС от радиац. облучения реактор окружают биологической защитой, осн. материалом для к-рой служат бетон, вода, серпенти-новый песок. Оборудование реакторного контура должно быть полностью герметичным. Предусматривается система контроля мест возможной утечки теплоносителя, принимают меры, чтобы появление неплотностей и разрывов контура не приводило к радиоактивным выбросам и загрязнению помещений АЭС и окружающей местности. Оборудование реакторного контура обычно устанавливают в герметичных боксах, к-рые отделены от остальных помещений АЭС биологич. защитой и при работе реактора не обслуживаются. Радиоактивный воздух и небольшое количество паров теплоносителя, обусловленное наличием протечек из контура, удаляют из необслуживаемых помещений АЭС спец. системой вентиляции, в к-рой для исключения возможности загрязнения атмосферы предусмотрены очистные фильтры и газгольдеры выдержки. За выполнением правил радиац. безопасности персоналом АЭС следит служба дозиметрич. контроля.
При авариях в системе охлаждения реактора для исключения перегрева и нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов предусматривают быстрое (в течение неск. секунд) глушение ядерной реакции; аварийная система расхолаживания имеет автономные источники питания.
Наличие биологич. защиты, систем спец. вентиляции и аварийного расхолаживания и службы дозиметрич. контроля позволяет полностью обезопасить обслуживающий персонал АЭС от вредных воздействий радиоактивного облучения.
Оборудование машинного зала АЭС аналогично оборудованию машинного зала ТЭС. Отличит. особенность большинства АЭС - использование пара сравнительно низких параметров, насыщенного или слабоперегретого.
При этом для исключения эрозионного повреждения лопаток последних ступеней турбины частицами влаги, содержащейся в пару, в турбине устанавливают сепарирующие устройства. Иногда необходимо применение выносных сепараторов и промежуточных перегревателей пара. В связи с тем что теплоноситель и содержащиеся в нём примеси при прохождении через активную зону реактора активируются, конструктивное решение оборудования машинного зала и системы охлаждения конденсатора турбины одноконтурных АЭС должно полностью исключать возможность утечки теплоносителя. На двухконтурных АЭС с высокими параметрами пара подобные требования к оборудованию машинного зала не предъявляются.
В число специфичных требований к компоновке оборудования АЭС входят: минимально возможная протяжённость коммуникаций, связанных с радиоактивными средами, повышенная жёсткость фундаментов и несущих конструкций реактора, надёжная организация вентиляции помещений. На рис. (см. вклейку к стр. 400) показан разрез главного корпуса Белоярской АЭС с канальным графито-водным реактором. В реакторном зале размещены: реактор с биологич. защитой, запасные ТВЭЛы и аппаратура контроля. АЭС скомпонована по блочному принципу реактор-турбина. В машинном зале расположены турбогенераторы и обслуживающие их системы. Между машинным и реакторным залами размещены вспо-могат. оборудование и системы управления станцией.
Экономичность АЭС определяется её осн. технич. показателями: единичная мощность реактора, кпд, энергонапряжённость активной зоны, глубина выгорания ядерного горючего, коэфф. использования установленной мощности АЭС за год. С ростом мощности АЭС удельные капиталовложения в неё (стоимость установленного квт) снижаются более резко, чем это имеет место для ТЭС. В этом главная причина стремления к сооружению крупных АЭС с большой единичной мощностью блоков. Для экономики АЭС характерно, что доля топливной составляющей в себестоимости вырабатываемой электроэнергии 30 - 40% (на ТЭС 60-70%). Поэтому крупные АЭС наиболее распространены в промышленно развитых районах с ограниченными запасами обычного топлива, а АЭС небольшой мощности - в труднодоступных или отдалённых районах, напр. АЭС в пос. Билибино (Якут. АССР) с электрич. мощностью типового блока 12 Мвт. Часть тепловой мощности реактора этой АЭС (29 Мвт) расходуется на теплоснабжение. Наряду с выработкой электроэнергии АЭС используются также для опреснения морской воды. Так, Шевченковская АЭС (Казах. ССР) электрич. мощностью 150 Мвт рассчитана на опреснение (методом дистилляции) за сутки до 150 000 m воды из Каспийского м.
В большинстве промышленно развитых стран (СССР, США, Англия, Франция, Канада, ФРГ, Япония, ГДР и др.) по прогнозам мощность действующих и строящихся АЭС к 1980 будет доведена до десятков Гвт. По данным Междунар. атомного агентства ООН, опубликованным в 1967, установленная мощность всех АЭС в мире к 1980 достигнет 300 Гвт.
В Сов. Союзе осуществляется широкая программа ввода в строй крупных энер-гетич. блоков (до 1000 Мвт) с реакторами на тепловых нейтронах. В 1948-49 были начаты работы по реакторам на быстрых нейтронах для пром. АЭС.Физич. особенности таких реакторов позволяют осуществить расширенное воспроиз-во ядерного горючего (коэфф. воспроиз-ва от 1,3 до 1,7), что даёт возможность использовать не только 233U, но и сырьевые материалы 238U и 232Th. Кроме того, реакторы на быстрых нейтронах не содержат замедлителя, имеют сравнительно малые размеры и большую загрузку. Этим и объясняется стремление к интенсивному развитию быстрых реакторов в СССР. Для исследований по быстрым реакторам были последовательно сооружены экспериментальные и опытные реакторы БР-1, БР-2, БР-3, БР-5, БФС. Полученный опыт обусловил переход от исследований модельных установок к проектированию и сооружению пром. АЭС на быстрых нейтронах (БН-350) в г. Шевченко и (БН-600) на Белоярской AЭC. Ведутся исследования реакторов для мощных АЭС, напр. в г. Мелекессе построен опытный реактор БОР-60.
Крупные АЭС сооружаются и в ряде развивающихся стран (Индия, Пакистан и др.).
На 3-й Междунар. научно-технич. конференции по мирному использованию атомной энергии (1964, Женева) б |
