ЯГМА ДЖАНДАГИ Мирза Абульхасан (1/82, дер. Хур в обл. Джандака, на Ю.-В. Ирана, - 1860, там же), иранский поэт. Прожил жизнь, полную лишений. В историю перс, поэзии вошёл как лирик и сатирик. Осн. ценность представляют его сатирич. поэмы ("Генеральское", "Мясник" и др.), в к-рых поэт подверг уничтожающей критике феодалов и их приближённых. Творчество Я. Д. оказало значит, влияние на лит-ру времени антифеод, и антиимпериалистич. Иран, революции 1905-11.

Лит.: Бертельс Е. Э., Очерки истории персидской литературы, Л., 1928.

ЯГНОБ, Ягнобдарья, река в Тадж. ССР, прав, составляющая р. Фандарья (басе. Зеравшана). Дл. 116 км, ил. басе. 1660 км2. Берёт начало из ледника на юж. склоне Зеравшанского хр., течёт в узкой горной долине. Питание смешанное, с преобладанием снегового. Половодье с мая по август. Ср. расход воды в 8 км от устья 32,2 м3/сек. Ледовые явления с сер. ноября по нач. марта.

ЯГНОБСКИЙ ЯЗЫК, язык ягнобцев. Распространён в Тадж. ССР (гл. обр. в долинах pp. Ягноб и Варзоб). Число говорящих на Я. я. ок. 2,5 тыс. чел. (1970, оценка). Относится к вост. группе иранских языков. Восходит к одному из диалектов исчезнувшего согдийского языка. Имеет зап. и вост., а также переходные говоры, различающиеся рядом фонетич. и морфологич. черт. В Я. я. 8 гласных (в т. ч. 5 долгих - i, e, о, п, у-и 3 кратких- i, а, и) и 27 согласных фонем. Гласные фонемы (i, u) имеют большое число вариантов; перед носовыми тип гласный чо" иногда переходит в и. Согласные противопоставлены по глухости - звонкости, огубленности - неогублённости. Полная регрессивная ассимиляция наличествует на стыке глухих и звонких пар согласных. Ударение на конце слова, -либо (чаще) на предпоследнем слоге. Морфологич. черты: у существительных есть категория числа, 2 падежа (прямой и косвенный); грамматич. категория рода отсутствует. Прилагательные падежных форм не имеют, не изменяются по числам. Употребляются всегда перед существительными. Собственно ягнобские числительные употребляются только в пределах первого десятка. В Я. я. сохранился др.-иран. способ образования разновременных личных глагольных форм от одной основы. Глагол имеет развитую систему времён, 3 наклонения (изъявит., сослагат., повелит.), 3 типа личных окончаний, не имеет залоговых противопоставлений. В лексике большой процент заимствований из тадж. яз., а также из рус. яз. (через тадж.). Язык бесписьменный.

Лит.: Хромов А. Л., Ягнобский язык, М., 1972 (лит.).

ЯГНОБЦЫ (самоназв. - я г н о б и), малочисл. этногр. группа горных таджиков долины р. Ягноб и её притока р. Куль в Тадж. ССР. Родной язык (см. Ягнобский язык) сохраняется в быту. Большинство говорит на тадж. яз., на к-ром ведётся обучение в школах. В значит, мере слились с таджиками, мн. Я. переселились в равнинные р-ны на вновь осваиваемые земли. Осн. занятия - земледелие и скотоводство. Верующие - мусульмане-сунниты.

Лит.: Андреев М. С., Материалы по этнографии Ягноба. (Записи 1927 - 1928 гг.), Душ., 1970.

ЯГНЯТНИК, хищная птица сем. ястребиных; то же, что бородач.

ЯГОВ (Jagow) Готлиб (22. 6. 1863, Берлин, -11. 1. 1935, Потсдам), германский дипломат. В 1909-12 посол в Италии. В 1913-16 статс-секретарь иностранных дел. Сыграл значит, роль в подготовке и развязывании 1-й мировой войны 1914-18. В августе 1914 подписал воен. союз с Турцией, способствовал присоединению к герм.-австр. блоку Болгарии (октябрь 1915). Во время войны безуспешно зондировал почву для сепаратного соглашения с Россией.

ЯГОДА (bacca, uva), невскрывающийся, обычно многосемянный плод растений. Все слои околоплодника (в отличие от яблока) ко времени созревания становятся сочными. Семена с плотной кожурой, предохраняющей зародыш от повреждения при прохождении через пищеварит. тракт животных. Я. мн. растений (клюква, брусника, черника, виноград и др.) используются в пищу, нек-рые из них (напр., Я. черники) - в медицине. Я. паслёна сладко-горького, жимолости и др. - ядовиты. Я. часто неправильно наз. плоды земляники, малины, инжира и нек-рые др.

ЯГОДИН Геннадий Алексеевич (р. 3. 6. 1927, с. Большой Вьяс Лунинского р-на Пензенской обл.), советский химик, чл.-корр. АН СССР (1976). Чл. КПСС с 1948. Окончил Моск. химико-технологич. ин-т им. Д. И. Менделеева (1950). Работает там же (с 1973 ректор). Осн. труды поев, химии и технологии неорганич. материалов ядерной техники. Исследовал кинетику быстропротекающих процессов в жидких средах. Открыл каталитич. галогенирование твёрдых веществ. Создал новые пром. экстракторы. Награждён орденом Трудового Красного Знамени и медалями.

ЯГОДКОВЫЕ, волчниковые (Thymelaeaceae), семейство двудольных растений. Кустарники или небольшие деревья, немногие - полукустарники и травы. Листья без прилистников, б ч. некрупные, узкие, цельнокрайные. Цветки в соцветиях, обоеполые, правильные, 5-4-членные, безлепестные, иногда одиночные, однополые, неправильные, 6- или 3-членные. Чашелистики лепестковидные, б. ч. сросшиеся в трубку. Ок. 50 родов, включающих 600 видов, в тёплом и умеренном поясах, но гл. обр. в Юж. Африке и Австралии, а также в Средиземноморье и Вост. и Юго-Вост. Азии. В СССР 7 родов (ок. 40 видов), из к-рых наиболее известен волчеягодник. В коре мн. видов Я. сильно развиты лубяные волокна, иногда используемые для изготовления пряжи, бумаги и т. п.

ЯГОДНОЕ, посёлок гор. типа, центр. Ягоднинского р-на Магаданской обл. РСФСР. Расположен на автотракте Магадан - Усть-Нера, в 542 км к С.-З. от Магадана. Горно-обогатит. комбинат; з-ды: ремонтно-механич. и стройматериалов; комбинаты: пром., пищ., мясомолочный.

ЯГОДНЫЕ КУЛЬТУРЫ, группа многолетних дикорастущих и культурных растений (кустарники, полукустарники и травы), дающих съедобные плоды, наз. в быту ягодами. В европ. странах в культуре наиболее распространены земляника, смородина, малина, крыжовник; в Сев. Америке культивируют также клюкву, ежевику, голубику. Реже возделывают клубнику, черноплодную рябину, актинидию, облепиху. Из дикорастущих чаще встречаются клюква, брусника и черника. В СССР в р-нах Европ. части наиболее распространена культура земляники и чёрной смородины, в Сибири и на Д. Востоке - чёрной смородины.

Пром. посадки сосредоточены в пригородных зонах; Я. к. возделываются и в приусадебном садоводстве, используются для декоративных целей, озеленения, устройства живых изгородей (шиповник, облепиха, золотистая смородина). Я. к. очень пластичны, хорошо приспосабливаются к различным почвенно-климатич. условиям, легко размножаются, быстро растут, рано начинают плодоносить (земляника на 2-й год, малина на 3-й, смородина на 4-5-й). Плоды содержат сахара, органич. к-ты, минеральные вещества, витамины, ароматич. вещества (хим. состав см. в ст. Фрукты). Используют в пищу в свежем виде, замораживают, сушат, перерабатывают на варенье, джемы, мармелад, пастилу, соки, компоты, наливки, вина и др. Плоды нек-рых Я. к. (черника, малина, черноплодная рябина, облепиха) имеют лекарств, значение. В 1974 в мире под Я. к. было ок. 4 млн. га, в СССР в 1977 - 142,6 тыс. га.

Лит.: Плодоводство, 2 изд., М., 1966; Колесников В. А., Частное плодоводство, М., 1973.

ЯГОДООБРАЗНЫЕ ПЛОДЫ, невскрывающиеся плоды растений с сочным (ягода) или частично сочным (тыквина, яблоко и нек-рые др.) околоплодником.

ЯГОТИН, город (с 1957), центр Яготинского р-на Киевской обл. УССР. Расположен на р. Супой (приток Днепра). Ж.-д. станция на линии Киев - Ромодан, в 115 км к Ю.-В. от Киева. 19 тыс. жит. (1974). З-ды: опытный ме-ханич., облегчённых конструкции, маслодельный, продтоваров, 2 сах., комбикормовый, свеклокомбинат; фруктово-ягодный совхоз, птицефабрика. Ист.-краеведч. музей.

ЯГУАР (Panthera опса), хищное млекопитающее сем. кошачьих. Дл. тела до 2 м, хвоста до 75 см, вые. в плечах обычно 80 см. Окраска оранжевая с чёрными кольцами и пятнами, иногда сплошь чёрная. Распространён в Юж. и Центр. Америке, в Мексике, а также в юго-зап. части США. Обитает в тропич. и субтропич. лесах, гл. обр. около рек, иногда в пустынных горах. Активен преим. ночью. Хорошо лазает по деревьям и плавает. Нападает на оленей, тапиров, обезьян, грызунов, иногда на домашний скот; питается также рыбой, черепахами и их яйцами. Спаривание в августе - сентябре. В выводке 2-3 детёныша. Объект спортивной охоты. Илл. см. т. 13, вклейка к стр. 304.

ЯГУАРУНДИ (Felis yaguarundi), хищное млекопитающее сем. кошачьих. Дл. тела до 80 см, хвоста до 60 см, вые. в холке ок. 35 см. Волосяной покров низкий. Окраска у одних серовато-бурая или дымчато-серая, у других - яркорыжая. По бокам носа и на груди светлые пятна. Я. обитает в Юж. и Центр. Америке, Мексике и на крайнем юге США. Держится по опушкам лесов и в зарослях кустарников. Питается гл. обр. рыбами, ящерицами, птицами и грызунами. Рождает 2-3 детёнышей. Иногда вредит птицеводству.

ЯГУЖИНСКИЙ (Я тушински и) Павел Иванович [1683-6(17).4.1736, Петербург], русский гос. деятель и дипломат, сподвижник Петра I, граф (с 1731). Сын органиста, выходца из Литвы. С 1701 служил в гвардии, состоял при Петре I, выполнял дипломатич. поручения. В 1719 участник Аландского конгресса, в 1720-21 посланник в Вене. В 1722-26 и 1730-31 ген.-прокурор Сената, боролся с казнокрадством и др. должностными преступлениями. В 1726- 1727 полномочный мин. при польск. сейме в Гродно. В 1730 участвовал в заговоре "верхрвников", однако позднее известил о нём императрицу Анну Ивановну и дал ей совет отречься от "кондиций", ограничивавших её власть. В 1731-34 посол в Берлине, с 1735 кабинет-министр.

Лит.: Голомбиевский А. А., Сотрудники Петра Великого, М., 1903; Иванов П. И., Опыт биографий генерал-прокуроров и министров юстиции, СПБ, 1863.

ЯГУНОВСКИЙ, посёлок гор. типа в Кемеровской обл. РСФСР, подчинён Рудничному райсовету г. Кемерово. Расположен в 12 км к Ю.-З. от г. Кемерово, с к-рым имеется автобусное сообщение. Добыча угля.

ЯДАМСУРЭН Уржингайн (р. 1905, Вост. аймак), монгольский живописец. Учился в Моск. художеств, ин-те им. В. И. Сурикова (1930-е гг.). В произв.

Я. (-"Народный сказитель", 1958, Музей изобразит, иск-в МНР, Улан-Батор; "Победоносный герой", совм. с Уржином, илл. см. т. 16, табл. XXXVIII, стр. .544-545) техника и приёмы нац. живописи удачно сочетаются с методами европ. письма.

ЯДЕРНАЯ АВАРИЯ, 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 значит, теометрич. размерах совр. мощных энергетич. реакторов возможно возникновение локальных кратковременных очагов критичности, что может привести к нежелательным последствиям, напр, возникновению повреждений в реакторе или •его активной зоне в результате возрастания тепловыделения сверх допустимого значения. Такой тепловой всплеск может быть вызван, напр., смещением тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) со своих мест, ошибочным извлечением стержня регулирования.

Я. а. может быть также обусловлена образованием критич. 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, атомная батарея, источник только, преобразующий энергию, выделяющуюся при радиоактивном распаде, в энергию электрич. только (см. Радиоактивность). Я. б. используют преим. в портативной радиоаппаратуре, наручных часах, слуховых аппаратах, измерит, приборах. В зависимости от способа превращения ядерной энергии в электрическую Я. б. можно разделить на 2 типа: 1) с прямым зарядом электродов, при к-ром заряж. частицы, вылетающие с одного электрода (эмиттера), накапливаются на др. электроде (коллекторе), образуя разность потенциалов; 2) с преобразованием кинетич. энергии испускаемых заряж. частиц в электрич. энергию при помощи промежуточных сред - газообразных, жидких или твёрдых; в этом случае используют явления контактной разности потенциалов электродов в ионизированном газе, электрохимия, генерации энергии из радикальных и молекулярных продуктов, образующихся под действием радиоактивного излучения на электролит, а также полупроводниковые р - и-переходы. Источником заряж. частиц (b-частиц, а-частиц, осколков деления ядер) в Я. б. служат -либо радиоактивные изотопы, -либо нерадиоактивные элементы (напр., серебро), активируемые в ядерном реакторе при нейтронном облучении.

Н. С. Лидоренко.

ЯДЕРНАЯ БОМБА, авиационная бомба с ядерным зарядом', один из видов ядерных боеприпасов. Сбрасывается с самолётов или др. летательных аппаратов для поражения различных целей. См. также Атомная бомба.

ЯДЕРНАЯ ГЕОЛОГИЯ, см. Радиогеология.

ЯДЕРНАЯ СИЛОВАЯ УСТАНОВКА, ядерная энергетическая установка, предназначена для использования, как правило, на трансп. средствах.

Осн. сфера применения Я. с. у.- атомный флот. Это объясняется рядом преимуществ Я. с. у. перед корабельными установками на обычном топливе: практически неогранич. 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 к-рых тепловая энергия, выделяющаяся в реакторе, преобразуется в механич. или в электрич. энергию. Наибольшее распространение в Я. с. у. получили водо-водяные реакторы под давлением.

Преимуществ, 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 погружённом состоянии. В 1959 в Сов. 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 трансп. эксперимент, суда невоенного назначения, оснащённые Я. с. у., - "Саванна" (США), "Отто Ган" (ФРГ), "Муцу" (Япония).

В разное время в ряде стран велись разработки возд. трансп. средств с Я. с. у. (самолётов, дирижаблей), однако к 1978 работа по ним не вышла за рамки технико-экономич. исследований и проектных проработок. Несколько дальше продвинулись работы по Я. с. у. для космических летательных аппаратов', напр., в США (проект Nerva) работы были доведены до стадии стендовых испытаний. Ю. И. Корякин.

ЯДЕРНАЯ СПЕКТРОСКОПИЯ, раздел ядерной физики, посвящённый изучению дискретного спектра ядерных состояний - определение энергии, спина, чётности, изотопического 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 излучении, испускаемых ядром -либо в процессе радиоактивного распада, -либо в ядерных реакциях. Получение спектроскопич. данных по исследованию радиоактивного распада часто наз. спектроскопией радиоактивных излучений, причём различают а-, (3- и у-спектроскопии в соответствии с типом излучений. В ядерно-спектроскопич. исследованиях, основанных на использовании ядерных реакций, отчётливо выделены 3 направления: применение т. н. прямых ядерных реакций, кулоновского возбуждения ядра и резонансных реакций. В последнем направлении особое место занимает т. н. нейтронная спектроскопия (изучение энергетич. зависимостей вероятностей ядерных реакций, вызываемых нейтронами).

Арсенал технич. средств совр. Я. с. чрезвычайно разнообразен. Он включает в себя магнитные спектрометры для измерения энергий заряж. частиц, кристалл-дифракционные спектрометры для измерения энергий -у-излучения, различные детекторы ядерных излучений, позволяющие регистрировать и измерять энергию частиц и Y-квантов по эффектам взаимодействия быстрых частиц с атомами вещества (возбуждение и ионизация атомов). Среди спектрометрич. приборов этого типа большое значение приобрели твердотельные детекторы (см. Сцинтилляционный счётчик, Полупроводниковый детектор), сочетающие сравнительно хорошее энергетич. разрешение (относит, точность измерения энергии ~ 1- 10% ) с высокой "светосилой" (доля эффективно используемого излучения), достигающей в нек-рых приборах величин, близких к 1 (энергетич. разрешение лучших магнитных спектрометров 0,1% при светосиле ок.10-3).

Благодаря появлению полупроводниковых детекторов и развитию ускорит, техники (см. Ускорители заряженных частиц), а также применению ЭВМ (для накопления и обработки эксперимент, данных и для управления экспериментом) стало возможным создание автоматизированных измерит, 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); напр., 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 хим., биол. и др. 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.

ЯДЕРНАЯ ТЕХНИКА, отрасль техники, использующая ядерную энергию; совокупность технич. средств и организац. мероприятий, связанных с технич. использованием ядерных свойств различных веществ. Осн. направления Я. т.- реакторостроение, произ-во ядерного топлива, изготовление тепловыделяющих элементов для ядерных реакторов, переработка отработавшего ядерного топлива, изотопов разделение, произ-во и применение радиоактивных изотопов, разработка методов и средств защиты организма от излучения. С Я. т. тесно связаны пром. получение конструкц. материалов для ядерных реакторов, в частности графита, тяжёлой воды, циркония, бериллия и др.; создание надёжных систем автоматич. регулирования и управления реакторами и ядерными силовыми установками; разработка рациональных систем отвода и использования тепла, выделяющегося в реакторе; разработка теории и методов расчёта ядерно-физич. и тепловых процессов и мн. др. науч.-технич. проблемы.

ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА, раздел физики, посвящённый 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, напр, ускорит, технику (см. Ускорители заряженных частиц), ядерную энергетики. Исторически Я. ф. возникла ещё до установления факта существования ядра атомного. Возраст Я. ф. можно исчислять со времени открытия радиоактивности.

Канонизированного деления совр. 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 наз. промежуточными, а св. 1 Гэв - высокими. Это разграничение в значит, мере условно (особенно деление на промежуточные и высокие энергии) и сложилось в соответствии с историей развития ускорит, техники. В совр. Я. ф. структуру ядра исследуют с помощью частиц высоких энергий, а фундамент, свойства элементарных частиц устанавливают в результате исследования радиоактивного распада ядер.

Обширной составной частью Я. ф. низких энергий 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 совр. физике) существует резкое разделение эксперимента и теории. Арсенал эксперимент, средств Я. ф. разнообразен и технически сложен. Его основу составляют ускорители заряж. частиц (от электронов до многозарядных ионов), ядерные реакторы, служащие мощными источниками нейтронов, и детекторы ядерных излучений, регистрирующие продукты ядерных реакций. Для совр. ядерного эксперимента характерны большие интенсивности потоков ускоренных заряж. частиц или нейтронов, позволяющие исследовать редкие ядерные процессы и явления, и одновременная регистрация неск. 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 теоретич. Я. ф. характерна необходимость использования аппаратов разнообразных разделов теоретич. физики: классич. электродинамики, теории сплошных сред, квантовой механики, статистической физики, квантовой теории поля. Центр, проблема теоретич. Я. ф.- квантовая задача о движении мн. тел, сильно взаимодействующих друг с другом. Теорией ядра и элементарных частиц были рождены и развиты новые направления теоретич. физики (напр., в теории сверхпроводимости, в теории химич. реакции), получившие впоследствии применение в др. областях физики и положившие начало новым математич. исследованиям (обратная задача теории рассеяния и её применения к решению нелинейных ур-ний в частных производных) и др. Развитие теоретич. и эксперимент, ядерных исследований взаимозависимо и тематически связано. Стоящие перед Я. ф. проблемы слишком сложны и лишь в немногих случаях могут быть решены чисто теоретич. или эмпирич. путём. Я. ф. оказала большое влияние на развитие ряда др. областей физики (в частности, астрофизики и физики твёрдого тела) и др. наук (химии, биологии, биофизики).

Прикладное значение Я. ф. в жизни совр. 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 фундамент, наукой, от прогресса к-рой можно ожидать выяснения- глубоких свойств строения материи и открытия новых общих законов природы.

Лит. см. при ст. Ядро атомное.

И. С. Шапиро.

"ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА", науч. журнал Отделения ядерной физики АН СССР. Осн. 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 космич. лучей. Тираж (1978)ок. 1000 экз. Переиздаётся в США на англ. яз. (с 1965).

ЯДЕРНАЯ ФОТОГРАФИЧЕСКАЯ ЭМУЛЬСИЯ, фотографическая эмульсия, предназначенная для регистрации следов заряж. 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, к-рый в 1896 обнаружил радиоактивность солей U по вызываемому ими почернению фотоэмульсии. В 1910 япон. физик С. Киносита показал, что зёрна галогенида серебра обычной фотоэмульсии становятся способными к проявлению, если через них прошла хотя бы одна а-частица. В 1927 Л. В. Мысовский с сотрудниками (СССР) изготовил пластинки с толщиной эмульсионного слоя 50 мкм и наблюдал с их помощью рассеяние а-ча-стиц на ядрах эмульсии. В 30-х гг. началось изготовление Я. ф. э. со стандартными свойствами, с помощью к-рых можно было регистрировать следы медленных частиц (а-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 космич. излучением. В 1945- 1948 появились Я. ф. э., пригодные для регистрации слабо ионизующих однозарядных релятивистских частиц, метод Я. ф. э. стал точным количеств, 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 сферич. или кубич. форму, их средний линейный размер зависит от сорта эмульсии и обычно составляет 0,08-0,30 мкм (рис. 1).

Заряж. 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), подобно тому как лавинный разряд в Гейгера - 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 космич. 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 заряж. 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 ~ е2/v2. Если плотность зёрен слишком велика, они слипаются в сплошной чёрный след. В этом случае, особенно если е велико, мерой скорости может быть число 6-элект-ронов, образующих на следе характерные ответвления. Их плотность также ~e2/v2. Если е=1, a 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. 2). В Я. ф. э. можно измерять рассеяние частицы, среднее угловое отклонение на единицу пути: ф ~ e/pv (p - 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 пространств, 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 совр. Я. ф. э. явилось большим науч.-технич. достижением. По словам англ, физика С. Пауэлла, "разработка улучшенных эмульсий как бы открыла новое окно в природу, через к-рое мы впервые увидели следы, странные и неожиданные, еще неизвестные физикам...".

С 1945 по 1955 методом Я. ф. э. были сделаны важные открытия: зарегистрированы я-мезоны (пионы) и последовательности распадов л = ц + v, м = е + v + v в Я. ф. э., экспонированных космич. излучением, а также обнаружены ядерные взаимодействия л- и К~-мезонов. С помощью Я. ф. э. удалось оценить время жизни л°-мезона (10-16сек), обнаружен распад К-мезона на 3 пиона, открыт 2-гиперон и обнаружено существование гипер-ядра, открыт антилямдагиперон (см. Гипероны). Методом Я. ф. э. был исследован состав первичного космич. излучения; кроме протонов, в нём были обнаружены ядра Не и более тяжёлых элементов, вплоть до Fe (рис. 3). С 60-х гг. метод Я. ф. з. вытесняется пузырьковыми камерами, к-рые дают большую точность измерений и возможность применения ЗВМ для обработки данных.

Лит.: П а у э л л С., Ф а у л е р П., П е р к н н с Д., Исследование элементарных частиц фотографическим методом, пер. с англ., М., 1962. А. О. Вайсенберг.

ЯДЕРНАЯ ХИМИЯ, термин, к-рый 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 химич. исследованиях (см. Мёссбауэра эффект, Ядерный магнитный резонанс, Ядерный квадрупольный резонанс и др.).

ЯДЕРНАЯ ЭЛЕКТРОНИКА, совокупность методов ядерной физики, в к рых используются электронные приборы для получения, преобразования и обработка 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, космич. 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 (~10-9сек). 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.

Гл. 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. Заряж. частица пересекает детекторы Д1, Д2 Д3 и останавливается в детекторе Д4. Сигналы с Д1, Д2, Дз через формирователи Ф1 Ф2, Ф3 поступают на схему совпадений СС, к-рая отбирает события, при к-рых сигналы на её входы приходят одновременно. Одновременность прихода импульсов обеспечивается согласующимися линиями задержки ЛЗ. Схема совпадения вырабатывает сигнал, к-рый "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, к-рые срабатывают от импульсов с определённой длительностью и амплитудой. Схемы совпадения реализуют логич. функцию "И" (логич. умножение), т. е. на её выходе сигнал появляется лишь тогда, когда импульсы на всех входах имеют определённый уровень, наз. "единичным". Если на один из входов схемы совпадения подать сигнал с инвертированной полярностью, она превращается в схему антисовпадений. В совр. схемах совпадений и антисовпадений используются стандартные интегральные схемы (рис. 2).

Амплитудный отбор осуществляется дискриминаторами, к-рые выполняются по схеме триггера Шмидта или на туннельных диодах (ТД) и формируют стандартный выходной импульс лишь в случае, если напряжение (или только) 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 логич. функцию ("И", "ИЛИ" и т. д.), разрабатываются универсальные многофункциональные устройства, логич.

Функцию к-рых можно задавать извне, тому 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 измерит, системы и т. д. Внедряются в практику физ. эксперимента также микропроцессоры и специализированные процессоры для распознавания образов, для накопления и предварит, обработки результатов измерений (рис. 3). Накопление эксперимент, данных происходит в ЭВМ с последующей переписью на магнитную ленту. Результаты предварит, обработки выводятся на экран электроннолучевой трубки, что позволяет оператору вмешиваться в ход измерений. ЭВМ управляет различными исполнит, устройствами: моторами, перемещающими детекторы или мишени, реле, коммутаторами сигналов и т. д.

Лит.: Ковальскив Е., Ядерна" электроника, пер. с англ., М., 1972; Элек" тронные методы ядерной физики, М., 1973; Колпаков И. Ф., Электронная аппаратура на линии с ЭВМ в физическом экеперименте, М., 1974; Современная ядерная электропика, т. 1 - 2, М., 1974. Ю. А. Семёнов.

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА, отрасль энергетики, использующая ядерную энергию (атомную энергию) в целях электрификации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая и использующая на практике методы в средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основу Я. э. составляют атомные электростанции (АЭС). Источником энергии на АЭС служит ядерный реактор, в к-ром протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов, преим. 233U и 239Ри. При делении ядер урана и плутония выделяется тепловая энергия, к-рая преобразуется затем в электрическую так же, как на обычных тепловых электростанциях. При истощении запасов органич. топлива (угля, нефти, газа, торфа) использование ядерного топлива - пока единственно реальный путь надёжного обеспечения человечества необходимой ему энергией. Рост потребления и произ-ва электроэнергии приводит к тому, что в нек-рых странах мира уже ощущается нехватка органич. топлива и всё большее число развитых страв начинает зависеть от импорта энергоресурсов. Истощение или недостаток топливных энергоресурсов, удорожание их добычи и транспортирования стали одними из причин т. н. "энергетич. кризиса" 70-х гг. 20 в. Поэтому в ряде стран ведутся интенсивные работы по освоению новых высокоэффективных методов получения электроэнергии за счёт использования др. 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 тек св. 200 АЭС, установленная мощность к-рых превысила 100 Гвт. Доля Я. э. в общем произ-ве электроэнергии непрерывно растет, и, по нек-рым прогнозам, к 2000 году не менее 40% всей электроэнергии будет вырабатываться на АЭС. В программе энергетич. стр-ва СССР также предусматривается опережающее развитие Я. э., особенно на Европ. части терр. 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 т. ч. и в СССР, наибольшее распространение. К моменту создания первой АЭС в СССР уже были разработаны физ. 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 электрич. мощность АЭС - 5 Мвт. Пуском Обнинской АЭС была доказана возможность использования нового источника энергии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации этой АЭС, использован при стр-ве других АЭС в СССР.

В 1964 была включена в Свердловскую энергосистему Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова с реактором на тепловых нейтронах электрич. мощностью 100 Мвт, реактор к-рой 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. Осн. недостаток ядерного перегрева - повышение темп-ры в активной зоне реактора, что приводит к необходимости применять температуростойкие материалы (напр., нержавеющую сталь) для оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), а это в большинстве случаев ведёт к снижению общей эффективности использования ядерного топлива.

Установленные на первых АЭС уранграфитовые реакторы канального типа не имеют тяжёлого, громоздкого стального корпуса. Стр-во 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 электрич. мощностью 1000 Мвт (РБМК-1000) был установлен в сент. 1973 на Ленингр. АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС), а в дек. 1973 первый блок ЛАЭС дал пром. только в электрич. сеть Ленэнерго. Второй блок также мощностью 1000 Мвт сдан в эксплуатацию в конце 1975. За 1977 ЛАЭС выработала 12,5 млрд. квт *ч электроэнергии. Стр-во 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 Европ. части СССР.

В 1976 вступил в строй первый блок Курской АЭС с реактором РБМК электрич. мощностью 1000 Мвт. В 1977 вошла в строй Чернобыльская АЭС; заканчивается сооружение Смоленской АЭС и др. также с неск. реакторами РБМК-1000. В 1975 в Литов. ССР развернулось стр-во Игналинской АЭС с 4 уран-графитовыми реакторами канального типа электрич. 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, гл. обр. конструкции ТВЭЛов. Форсирование мощности РБМК-1000 уменьшает удельные капиталовложения на сооружение АЭС, повышает её ср. удельную мощность. Ведутся (1978) проработки и эксперименты по созданию реакторов типа РБМК электрич. мощностью 2000 и 2400 Мвт.

В СССР с 1974 успешно эксплуатируется АТЭЦ - атомная теплоэлектроцентраль, построенная в р-не г. Билибино (Магаданская обл.). Электрич. 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 электрич. мощностью 210 Мвт, в к-ром 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 дек. 1969 был сдан в эксплуатацию второй блок с ВВЭР электрич. мощностью 365 Мвт. В 1971-72 были введены третий и четвёртый блоки электрич. мощностью 440 Мвт каждый с реакторами ВВЭР-440. За 1977 Нововоронежская АЭС выработала св. 10 млрд. квт -ч электроэнергии. В 1978 заканчивается сооружение пятого блока электрич. 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.

Последоват. укрупнение единичной мощности энергетич. оборудования на Нововоронежской АЭС (210, 365, 440, 1000 Мвт) характерно не только для ВВЭР. Развитие мировой энергетики, в т. ч. и Я. э., всегда сопровождалось ростом единичных мощностей энергетич. установок. Укрупнение оборудования несколько снижает стоимость сооружения АЭС, однако каждая последующая ступень укрупнения приносит всё меньшую экономию. На Кольском п-ове в 1973-74 были сданы в эксплуатацию 2 блока АЭС с ВВЭР-440. Пуск Кольской АЭС имеет большое значение, т. к. на Кольском п-ове гидроэнергетика не имеет больших перспектив, а привозить топливо экономически невыгодно.

В дек. 1976 в Арм. 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 сейсмич. р-не. Такое местоположение Арм. АЭС связано с необходимостью решения задачи по обеспечению надёжной и безопасной работы АЭС в трудных сейсмич. 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 технич. помощи СССР в ряде социалистических стран строятся АЭС с ВВЭР. Так, в ГДР в 1966 построена АЭС в г. Рейнсберг с ВВЭР электрич. мощностью 70 Мвт~, на побережье Балтийского м. на АЭС им. Бруно Лёйшнера сданы в эксплуатацию (в 1973-77) 3 блока с ВВЭР-440. Стр-во 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). Электрич. мощность АЭС "А-1> 140 Мет. Реактор разработан совместно сов. и чехосл. специалистами. В ЧССР сооружается также крупная пром. АЭС с ВВЭР-440; первый блок будет введён в строй в 1978, а второй - в 1979. Ведётся стр-во АЭС с ВВЭР-440 в СРР, ВНР, ПНР. При технич. помощи СССР закончено (1976) сооружение АЭС с ВВЭР-440 в Финляндии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации реакторов типа ВВЭР в Сов. Союзе и за рубежом, привёл к созданию ВВЭР-1000, к-рый имеет 4 петли, в каждую из них входят: парогенератор, гл. циркуляц. насос, 2 запорные задвижки и др. оборудование. Тепловая мощность каждой петли 750 Мвт.

Кроме реакторов с водой под давлением, в Сов. Союзе сооружён 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 обл.) и пущена в 1965. Одноконтурная схема значительно упрощает теплотехнич. 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 органич. замедлителем и органич. 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, т. н. быстрые реакторы, к-рые могут наилучшим образом использовать деление ядер тяжёлых элементов и одновременно создавать новое искусств, ядерное топливо 239 Ри. При попадании быстрых нейтронов в ядро 238U происходит неск. реакций превращения и создания отд. трансурановых элементов, в результате к-рых образуется 239Ри. При делении ядер 239 Ри высвобождается нейтронов больше, чем при делении ядер 235U. Если рассматривать Я. э. с позиции рационального использования ядерного топлива, то осн. задача Я. э. сводится к выбору методов оптимального использования нейтронов и сокращения бесполезных потерь нейтронов, образующихся при делении ядер урана и плутония. Коэфф. 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 238U даёт дополнительно 0,4- 0,7 кг плутония, к-рый может служить новым ядерным топливом.

В 1968 в г. Димитровграде было закончено сооружение крупной исследовательской АЭС мощностью 12 Мвт с быстрым реактором БОР-60, к-рый обеспечил проведение исследований по улучшению показателей и конструкций отд. элементов быстрого реактора с натриевым охлаждением и подтвердил правильность пути, выбранного сов. учёными при создании энергетич. реакторов на быстрых нейтронах. В конце 1972 на п-ове Мангышлак сооружена крупная опытная АЭС с быстрым реактором БН-350 с натриевым охлаждением. АЭС БН-350 двухцелево-го назначения: произ-во электрич. 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-пром. энергетич. установка с реакторами на быстрых нейтронах, позволяет учёным решить ряд проблем Я. э. На Белоярской АЭС в качестве третьего блока строится новая пром. АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрич. мощностью 600 Мвт (БН-600). Сооружение и пуск АЭС. с реактором БН-600 - следующий этап в развитии сов. Я. э. В БН-600 была применена более экономичная и конструктивно новая (по сравнению с БН-350) т. н. интегральная компоновка первого контура, при к-рой активная зона, насосы, промежуточные теплообменники размещены в одном баке - корпусе. Сравнение результатов работы БН-350 и БН-600 покажет, какое из конструктивных и технологич. решений лучше.

Одна из гл. целей работ с реакторами па быстрых нейтронах - достижение высоких темпов расширенного воспроизводства ядерного топлива, что невозможно на реакторах др. типов. Науч. изыскания и эксперименты по реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллич. теплоносителем продолжаются в расчёте на большие мощности - до 800- 1600 Мвт. В США, Великобритании, Франции и др. 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; напр., в Ин-те ядерной энергетики АН БССР работают над использованием N2O4 в качестве газового теплоносителя.

На ранних этапах развития Я. э. в ряде стран мира учёные работали над мн. типами реакторов с целью выбрать в дальнейшем наилучший из них в технич. и экономич. отношениях. В 70-х гг. почти все страны ориентируют свои нац. программы развития Я. э. на ограниченное число типов ядерных реакторов. Напр., в США осн. 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 значит, увеличением цен на уголь и особенно на нефть и всё возрастающими трудностями их добычи быстрейшее развитие Я. э. становится экономически полностью оправданным: по совр. оценкам стоимость произ-ва 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 экономич. кризисы и инфляция в капиталистич. странах и др. 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, произ-ва восстановителей для металлур-гич. пром-сти, получения новых видов хим. продукции - всё это задачи огромного масштаба, к-рые 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 пром. АЭС, в СССР разрабатываются и сооружаются АЭС малой и очень малой мощности для спец. целей. В 1961 была сдана в эксплуатацию передвижная ядерная энергетич. установка ТЭС-3 с реактором водо-водяного типа электрич. мощностью 1500 квт. Всё оборудование ТЭС-3 размещается на 4 самоходных гусеничных платформах с кузовами вагонного типа.

В 1964 была пущена энергетич. установка "Ромашка" с ядерным реактором на быстрых нейтронах и полупроводниковым термоэлектрич. преобразователем мощностью 500 era. Эта установка проработала на стенде более 15 000 ч вместо ожидаемых 1000 ч. "Ромашка" - прототип ядерной установки с непосредственным преобразованием ядерной энергии в электрич. энергию.

В 1970-71 были созданы и прошли испытания 2 термоэмиссионных реактора-преобразователя - "Топаз-1" и "Топаз-2" электрич. мощностью 5 и 10 кет соответственно. Принцип прямого преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в нагреве в вакууме катода до высокой темп-ры при поддержании анода относительно холодным, при этом с поверхности катода "испаряются" (эмиттируют) электроны, к-рые, пролетев межэлектродный зазор, "конденсируются" на аноде, и при замкнутой наружной цепи по ней идёт электрич. только. Осн. преимущество такой установки по сравнению с электромашинными генераторами - отсутствие движущихся частей. Энергетич. установки, осн. на использовании ядерной энергии, находят также применение как трансп. силовые установки (см. Ядерная силовая установка). Особенно широко они используются на подводных лодках, а также на трансп. судах невоен. назначения, в т. ч. на атомных ледоколах.

В процессе эксплуатации АЭС образуется относительно большое количество жидких и твёрдых радиоактивных отходов. Жидкими отходами на АЭС могут быть теплоноситель первого контуру 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 спец. транспорта и др. Практика показывает, что за год работы на АЭС образуется от 0,5 до 1,5 м3среднеактивных жидких отходов в расчёте на 1 Мвт электрич. мощности реакторов. В жидких отходах со ср. уровнем радиоактивности сосредоточено ок. 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 спец. ёмкости-хранилища для среднеактивных отходов. Твёрдыми радиоактивными отходами на АЭС являются в основном отд. 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. Нек-рое количество радиоактивных газов и аэрозолей после тщательной спец. очистки отводят в атмосферу, а жидкие и твёрдые отходы, загрязнённые радиоактивными веществами, складируются в спец. хранилища-могильники.

Однако гл. проблема в развитии Я. э.- разработка экономичных, надёжных способов захоронения больших количеств высокоактивных отходов. В этом направлении во мн. странах мира ведутся н.-и. и опытно-пром. 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 стр-ва АЭС и особенно быстрых реакторов, когда понадобится большое количество вторичного ядерного топлива, массовое захоронение высокоактивных отходов может приобрести первостепенное значение.

Междунар. агентство по атомной энергии при ООН (МАГАТЭ) выдало рекомендацию на сброс радиоактивных отходов низкой и средней активности в сев.-вост. части Атлантич. океана. В 1976 в океан было сброшено контейнерами почти 40 000 т отходов, содержащих ок. 240 000 кюри |3 - -у-активности. Однако такой метод захоронения радиоактивных отходов в глубинах морей и океанов вызывает возражения среди учёных ряда стран.

Одна из важнейших проблем Я. э.- проблема выработки энергии с помощью управляемого термоядерного синтеза. При создании термоядерного энергетич. реактора можно надеяться на решение всех проблем Я. э. без необходимости собирать высокоактивные отходы и искать пути и способы надёжного их захоронения. К 1977 уже на неск. термоядерных установках получены нейтроны термоядерного происхождения. Наиболее совершенной установкой в наст, время является система Токамак, разработанная в 50-х гг. в Ин-те атомной энергии им. И. В. Курчатова (Москва). В 1975 там же была пущена крупнейшая в мире термоядерная установка Токамак-10. Система Токамак получила признание в ряде ведущих стран мира. Так, в США в Принстонском ун-те создана установка "Принстонский большой Токамак" (PLT); во Франции, в ядерном центре Фонтене-о-Роз - установка "Токамак Фонтене Роз" (TFR). Осуществление регулируемого термоядерного синтеза, получение практически неисчерпаемого источника энергии на термоядерных электростанциях - крупнейшая проблема ядерной физики, задача огромного масштаба, к-рую ныне решают учёные разл. специальностей во мн. странах мира.

Лит.: Александров А. П., Атомная энергетика и научно-технический прогресс, в сб.: Атомной энергетике XX лет, М., 1974; Маргулова Т. X., Атомные электрические станции, 2 изд., М., 1974; П е т р ос ь я н ц А. М., Современные проблемы атомной науки и техники в СССР, 3 изд., М., 1976. А. М. Петросьянц.