Страница 345 - гдз по физике 11 класс учебник Мякишев, Буховцев

1. Что является источником энергии в ядерных реакторах?

1. Источником энергии в ядерных реакторах является управляемая цепная ядерная реакция деления тяжелых атомных ядер, чаще всего урана-235 ($^{235}_{92}U$) или плутония-239 ($^{239}_{94}Pu$).

Процесс выработки энергии можно описать следующими этапами:

1. Инициирование деления: Ядро тяжелого элемента, например урана-235, захватывает медленный (тепловой) нейтрон. Это делает ядро нестабильным.

2. Распад ядра и выделение энергии: Возбужденное ядро практически мгновенно распадается на два (реже три) более легких ядра, которые называются осколками деления. Кроме осколков, в процессе деления высвобождается несколько (в среднем 2-3) новых нейтронов и огромное количество энергии. Эта энергия выделяется из-за так называемого дефекта масс: суммарная масса продуктов реакции (осколков и нейтронов) оказывается меньше, чем масса исходного ядра урана и поглощенного нейтрона. Эта разница в массе, или дефект масс ($\Delta m$), преобразуется в энергию ($E$) в соответствии с уравнением Эйнштейна:

$E = \Delta m c^2$

где $c$ — скорость света в вакууме. Высвобожденная энергия проявляется в основном в виде кинетической энергии осколков деления и испущенных нейтронов, а также гамма-излучения.

3. Цепная реакция: Нейтроны, образовавшиеся в результате деления одного ядра, могут быть захвачены другими ядрами урана-235, вызывая их деление. Этот процесс повторяется, создавая самоподдерживающуюся цепную реакцию.

4. Управление реакцией: В ядерном реакторе, в отличие от ядерного взрыва, цепная реакция является управляемой. Скорость реакции контролируется с помощью специальных поглощающих стержней (из бора, кадмия), которые вводятся в активную зону реактора и поглощают избыточные нейтроны, не давая реакции стать неконтролируемой. Таким образом, поддерживается постоянная мощность тепловыделения.

Выделившаяся в результате реакции тепловая энергия отводится из активной зоны с помощью теплоносителя (например, воды) и используется для производства пара, который вращает турбины, соединенные с электрогенераторами, для выработки электроэнергии.

Ответ: Источником энергии в ядерных реакторах является управляемая цепная реакция деления тяжелых атомных ядер, в ходе которой происходит преобразование части массы ядер в энергию.

2. Какие достоинства и недостатки двух способов получения энергии:

1) сгорание горючего, добытого из Земли;

2) деление ядер?

1) сгорание горючего, добытого из Земли

Этот способ получения энергии основан на химической реакции горения ископаемых видов топлива: угля, природного газа и нефтепродуктов.

Достоинства:
- Технологическая освоенность и надежность: технологии тепловых электростанций (ТЭС) хорошо изучены, они обеспечивают стабильную выработку энергии и могут быстро изменять мощность для покрытия пиковых нагрузок.
- Развитая инфраструктура: существует обширная и давно созданная инфраструктура для добычи, транспортировки и переработки ископаемого топлива.
- Относительно низкая стоимость: исторически сложилось, что строительство и эксплуатация ТЭС являются одними из самых дешевых способов генерации электроэнергии (без учета внешних экологических издержек).

Недостатки:
- Выбросы парниковых газов: при сгорании выделяется большое количество углекислого газа ($CO_2$), который является основной причиной глобального потепления и изменения климата.
- Загрязнение атмосферы: в воздух попадают вредные вещества, такие как оксиды серы ($SO_2$), оксиды азота ($NO_x$) и мелкодисперсные частицы, приводящие к кислотным дождям, смогу и респираторным заболеваниям.
- Невозобновляемость ресурсов: запасы ископаемого топлива на Земле конечны и постепенно истощаются.
- Экологический ущерб при добыче: добыча угля, нефти и газа наносит вред ландшафтам, загрязняет почву и водные ресурсы.

Ответ: Основными достоинствами сжигания ископаемого топлива являются технологическая зрелость, надежность и относительная дешевизна. Ключевыми недостатками являются серьезный экологический вред, в первую очередь из-за выбросов $CO_2$, и то, что эти ресурсы являются исчерпаемыми.

2) деление ядер

Этот способ получения энергии заключается в использовании управляемой цепной реакции деления ядер тяжелых элементов (как правило, урана-235) в ядерных реакторах для выработки тепла, которое затем преобразуется в электроэнергию.

Достоинства:
- Колоссальная энергоемкость: ядерное топливо обладает огромной плотностью энергии. Один килограмм урана может произвести столько же энергии, сколько сжигание нескольких тысяч тонн угля.
- Отсутствие выбросов парниковых газов: в процессе работы атомные электростанции (АЭС) не производят $CO_2$, что делает их важным инструментом в борьбе с изменением климата.
- Высокая надежность и стабильность: АЭС способны генерировать большое количество электроэнергии непрерывно и круглосуточно, обеспечивая базовую нагрузку энергосистемы независимо от погодных условий.
- Компактность: по сравнению с возобновляемыми источниками энергии (ВИЭ) эквивалентной мощности, АЭС занимают очень малую площадь.

Недостатки:
- Проблема радиоактивных отходов: отработанное ядерное топливо остается высокорадиоактивным и опасным на протяжении сотен тысяч лет, и на данный момент не существует общепринятого решения для его окончательного захоронения.
- Риск тяжелых аварий: несмотря на высокий уровень безопасности, существует, хоть и малая, вероятность катастрофических аварий с выбросом радиации (например, Чернобыль, Фукусима), имеющих долгосрочные разрушительные последствия для здоровья людей и окружающей среды.
- Высокая стоимость и длительность жизненного цикла: АЭС чрезвычайно дороги в строительстве, а также требуют огромных затрат на вывод из эксплуатации и дезактивацию по окончании срока службы.
- Общественное неприятие и риски нераспространения: во многих странах существует сильное недоверие к атомной энергетике из-за опасений по поводу ее безопасности и риска попадания ядерных материалов в руки террористов.

Ответ: Главные достоинства атомной энергетики – это огромная выработка энергии при отсутствии выбросов парниковых газов. Основные недостатки – это нерешенная проблема долговременного хранения радиоактивных отходов и потенциальный риск катастрофических аварий.

3. Какие трудности возникают при создании термоядерного реактора?

Создание управляемого термоядерного реактора — одна из самых сложных научно-технических задач, стоящих перед человечеством. Трудности носят комплексный характер и затрагивают фундаментальную физику плазмы, материаловедение, ядерную инженерию и другие области. Основные проблемы можно свести к следующим:

1. Достижение и удержание экстремально высоких температур

Для запуска термоядерной реакции синтеза, например, дейтерия и трития ($D-T$ реакция), необходимо нагреть топливо до температур порядка 150–200 миллионов градусов Цельсия. Это более чем в 10 раз превышает температуру ядра Солнца. При таких температурах вещество переходит в состояние плазмы — ионизированного газа, состоящего из свободных ионов и электронов. Никакой конструкционный материал не способен выдержать прямой контакт с такой плазмой. Поэтому основная задача — изолировать горячую плазму от стенок реактора. Наиболее перспективным методом является магнитное удержание, при котором плазма удерживается в вакуумной камере с помощью сильных магнитных полей сложной конфигурации (как в установках типа токамак или стелларатор). Создание и поддержание таких полей требует огромных затрат энергии и сложнейших сверхпроводящих магнитных систем.
Ответ: Основная трудность заключается в необходимости нагрева топлива до сотен миллионов градусов и его удержании в состоянии плазмы без контакта со стенками реактора, что достигается с помощью мощных и сложных магнитных полей.

2. Выполнение критерия Лоусона

Для того чтобы термоядерный реактор производил больше энергии, чем потребляет, необходимо не только достичь высокой температуры ($T$), но и обеспечить достаточную плотность плазмы ($n$) и удержать ее в таком состоянии на протяжении определенного времени (время удержания энергии, $\tau_E$). Эти три параметра связывает критерий Лоусона. Для практического зажигания реакции так называемый тройной критерий должен превышать определенное значение, которое для D-T реакции составляет примерно $n \cdot \tau_E \cdot T > 5 \times 10^{21} \text{ м}^{-3} \cdot \text{с} \cdot \text{кэВ}$. Достижение этого порога одновременно по всем трем параметрам является чрезвычайно сложной задачей, так как улучшение одного параметра часто приводит к ухудшению другого.
Ответ: Трудность состоит в одновременном достижении и поддержании трех ключевых параметров плазмы — высокой температуры, плотности и длительного времени удержания — на уровне, достаточном для самоподдерживающейся реакции, генерирующей избыточную энергию.

3. Проблема материалов, контактирующих с плазмой

Несмотря на магнитную изоляцию, стенки вакуумной камеры реактора (так называемая "первая стенка") подвергаются экстремальным нагрузкам. Они испытывают воздействие мощного потока нейтронов с энергией 14.1 МэВ (в D-T реакции), теплового излучения и частиц, покидающих плазму. Нейтронное облучение приводит к деградации материалов: они становятся хрупкими, распухают и накапливают радиационные повреждения, что сокращает срок их службы. Кроме того, бомбардировка нейтронами активирует материалы, делая их радиоактивными. Необходимо разработать новые материалы, способные выдерживать такие условия на протяжении десятилетий, чтобы сделать термоядерную энергетику экономически выгодной.
Ответ: Сложность заключается в создании материалов для внутренней стенки реактора, которые могли бы долгое время выдерживать интенсивное нейтронное облучение, высокие тепловые нагрузки и потоки частиц, не теряя своих механических свойств и не становясь чрезмерно радиоактивными.

4. Воспроизводство трития

Наиболее доступная для реализации термоядерная реакция использует в качестве топлива дейтерий ($^2_1D$) и тритий ($^3_1T$). Дейтерий можно в больших количествах извлекать из морской воды. Однако тритий — это радиоактивный изотоп водорода с периодом полураспада всего 12.3 года, и в природе он практически не встречается. Его необходимо производить (или "нарабатывать") непосредственно в самом реакторе. Для этого планируется использовать так называемый бланкет — специальную оболочку, окружающую плазму и содержащую литий. Нейтроны, образующиеся в ходе реакции синтеза, будут взаимодействовать с ядрами лития, производя тритий по реакциям: $^6_3Li + n \rightarrow ^4_2He + ^3_1T$ и $^7_3Li + n \rightarrow ^4_2He + ^3_1T + n$. Создание эффективного бланкета, который бы производил трития больше, чем расходуется в реакции (коэффициент воспроизводства > 1), является сложной инженерной задачей.
Ответ: Необходимо создать систему (бланкет) внутри реактора для непрерывного производства редкого и радиоактивного компонента топлива, трития, из лития под действием нейтронов, причем производить его нужно в количествах, превышающих расход.

5. Извлечение энергии и обеспечение стабильности

Энергия, выделяющаяся в D-T реакции, на 80% уносится быстрыми нейтронами. Эти нейтроны не удерживаются магнитным полем и поглощаются бланкетом и стенками реактора, нагревая их. Необходимо создать эффективную систему теплоносителя, которая будет отводить это тепло и использовать его для производства электроэнергии (например, через паровую турбину), аналогично традиционным АЭС. Другая серьезная проблема — это неустойчивости плазмы. Плазма — это крайне сложная и динамичная среда. Различные типы неустойчивостей могут привести к срыву удержания (дизрупции), при котором вся накопленная в плазме энергия за доли секунды выбрасывается на стенки камеры, что может привести к их серьезному повреждению. Разработка систем предсказания и подавления таких неустойчивостей является ключевым направлением исследований.
Ответ: Трудности связаны с разработкой надежной системы отвода огромной тепловой энергии, переносимой нейтронами, и с созданием систем контроля, способных предотвращать или смягчать плазменные неустойчивости, которые могут повредить реактор.