XIX. Кино 42 страница

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

[ris]

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) было отмечено, что широкое освоение ядерной энергии стало ключевой проблемой для большинства стран. Состоявшаяся в Москве в авг. 1968 7-я Мировая энергетич. конференция (МИРЭК-VII) подтвердила актуальность проблем выбора направления развития ядерной энергетики на следующем этапе (условно 1980-2000), когда АЭС станет одним из осн. производителей электроэнергии.

Лит.: Некоторые вопросы ядерной энергетики. Сб. ст., под ред. М. А. Стыриковича, М., 1959; Канаев А. А., Атомные энергетические установки, Л., 1961; К а л а-ф а т п Д. Д-, Термодинамические циклы атомных электростанций, М.- Л., 1963; 10 лет Первой в мире атомной электростанции СССР. [Сб. ст.], М., 1964; Советская атомная наука и техника. [Сборник], М., 1967; Петросьянц А. М., Атомная энергетика наших дней, М.. 1968.

С. П. Кузнецов.

АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ, энергия, выделяющаяся в процессе превращения атомных ядер. Источником А. э. является внутренняя энергия атомного ядра. Более точное название А. э.- ядерная энергия.

" АТОМНАЯ ЭНЕРГИЯ", советский ежемесячный научно-технич. журнал, орган Гос. комитета по использованию атомной энергии СССР и АН СССР. Издаётся в Москве с 1956. Тематика журнала: ядерная энергетика, сырьё и материалы для атомной промышленности, применение изотопов и ионизующих излучений в нар. х-ве, радиан. безопасность, ядерное приборостроение, проблема управляемых термоядерных реакций и физика плазмы, непосредств. преобразование ядерной энергии в электрическую, ускорение заряженных частиц, нейтронная физика и физика деления атомных ядер. Тираж (1970) 2730 экз.

АТОМНО-ВОДОРОДНАЯ СВАРКА, электрич. сварка дугой перем. тока, горящей между двумя вольфрамовыми электродами в атмосфере водорода. Обрабатываемый металл не включают в цепь дуги (косвенный нагрев). В зону дуги подают водород (иногда диссоциированный аммиак). По способу действия А.-в. с. следует считать одним из видов плазменной сварки. Напряжение источника тока ок. 300 в, сила тока 20-80 а, диаметр электродов 1, 5-4 мм. Водород диссоциирует с превращением двухатомного водорода в атомарный Hj-> 2Н, с затратой энергии ок. 400 Мдж/кмоль (100 000 кал/моль). На поверхности металла водород рекомбинирует в двухатомную форму., освобождает энергию диссоциации, передаёт её металлу и расплавляет его с образованием сварочной ванны. А.-в. с. нержавеющей стали и алюминия толщиной 1-5 мм применяют в незначит. размерах; её вытесняет аргоно-дуговая сварка. К. К. Хренов.

АТОМНОЕ ВРЕМЯ, система счёта времени, в к-рой единичный интервал времени определяется с помощью электромагнитных колебаний, излучаемых (или поглощаемых) атомами (или молекулами) нек-рых веществ. За предварит. единицу А. в. принята атомная секунда. Для измерения А. в. созданы устройства, называемые атомными и молекулярными часами (см. Квантовые стандарты частоты, Квантовые часы).

АТОМНОЕ ОРУЖИЕ, оружие, поражающее действие к-рого основано на использовании внутриядерной энергии. Более правильный термин - ядерное оружие.

АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ИНСТИТУТ им. И. В. К у р ч а т о в а Г о с. к о м и т е т а п о и с п о л ь з о в а н и ю а т о м н о й э н е р г и и С С С Р, создан в Москве в 1943 (до 1955 назывался Лабораторией № 2 АН СССР). Основателем и первым директором А. э. и. был акад. И. В. Курчатов (по 7 февраля 1960). После его смерти директором стал акад. А. П. Александров. В А. э. и. работает ряд видных учёных, среди них: академики АН СССР А. П. Александров, Л. А. Арцимович, Е. К. Завойский, И. К. Кикоин, М. А. Леонтович, А. Б. Мигдал, М.Д. Миллионщиков, чл.-корр. АН СССР Е. П. Велихов, И. И. Гуревич, Б. Б. Кадомцев, П. Е. Спивак.

В А. э. и. решались физ. задачи, связанные с использованием ядерной энергии: осуществлена первая в Европе цепная реакция деления урана в уран-графитовом котле (25 дек. 1946), развита теория гетерогенных ядерных реакторов, разработаны методы разделения изотопов, выполнены измерения ядерных констант, важных для развития цепной реакции, решён ряд проблем радиохимии. После успешного разрешения задач по укреплению обороны Сов. государства А. э. и. сосредоточил свои силы на ядерной энергетике и фундаментальных науч. проблемах. По физ. разработкам А. э. и. спроектировано и построено большинство исследовательских и энергетических атомных реакторов в СССР и других социалистич. странах, а также реактор ледокола " Ленин". А. э. и. является центром исследований по термоядерным реакциям и физике плазмы в СССР. Он ведёт обширную программу исследований по физике атомного ядра, физике твёрдого тела, а также работы по МГД-генераторам (магнито-гидродина-мическим генераторам) и др. методам прямого преобразования тепловой энергии в электрическую. Отдел молекулярной биологии занимает одно из ведущих мест в СССР.

А. э. и. располагает самым современным оборудованием. В нём работают первый в Европе реактор Ф-1; уран-бериллиево-графитовый реактор МР мощностью 40 Мвт с потоком нейтронов до 8*10¹⁴ см-²-сек~'; реакторы водо-водяные ВВР-2 и ИРТ-М на 2, 5 и 5 Мвт соответственно; реактор с органическим теплоносителем ОР на 0, 3 Мвт; уникальный циклотрон с регулируемой энергией, ускоряющий протоны (от 6 до 17 Мэв), дейтроны, Не³, Li⁺⁺, Li⁺⁺⁺ (циклотрон работает также в режиме спектрометра быстрых нейтронов от 0, 5 до 25 Мэв); четыре электростатических генератора до 7 Мэв; электромагнитные разделители стабильных изотопов (А. э. и. является держателем фонда разделённых изотопов СССР); крупные термоядерные экспериментальные установки. А. э. и. обладает мощной криогенной базой для получения жидкого азота, неона и гелия, разветвлённой энергетич. системой и вспомогательными технологич. подразделениями.

От А. э. и. отпочковались в самостоят. учреждения Радиотехнич. ин-т (Москва), Лаборатория ядерных проблем и Лаборатория ядерных реакций Объединённого ин-та ядерных исследований (Дубна), Ин-т ядерной физики Сиб. отделения АН СССР (Новосибирск) и др.

И. Н. Головин.

АТОМНЫЕ ЕДИНИЦЫ МАССЫ, единицы измерения массы атомов, молекул и элементарных частиц. Для измерения массы атомов и молекул до 1961 в химии применялась А. е. м., определявшаяся как ¹/₁₆ атомной массы элемента кислорода и равная 1, 66022-10^-24 г. В физике за А. е. м. принималась ¹/₁₆ массы атома самого лёгкого из стабильных изотопов кислорода, массовое число которого (т. е. общее число протонов и нейтронов в ядре) равно 16. Физич. А. е. м. равнялась 1, 65976*10^-24г. Химич. А. е. м. в 1, 000275 раза больше физической, т. к. природный кислород содержит 3 стабильных изотопа: ¹⁶О (99, 76%), ¹⁷О(0, 04%), ¹⁸О(0, 20%). В 1961 была установлена как в физике, так и в химии унифицированная А. е. м., определяемая как ¹/₁₂ массы изотопа углерода с массовым числом 12, равная (1, 66043+-0, 00031)-10^{- 24} г. Унифицированная

А. е. м. равна 1, 0003179 прежней физич. А. е. м. и весьма близка к прежней химич. А. е. м. Для элементарных частиц (электронов, нуклонов, мезонов и т. п.) в качестве единицы массы применяют массу электрона, равную 5, 486-10^-4 унифициров. А. е. м. или 9, 1091•10^{- 28} г.

Л. А. Сена.

АТОМНЫЕ ПУЧКИ, см. Молекулярные пучки.

АТОМНЫЕ РАДИУСЫ, характеристики атомов, позволяющие приблизительно оценивать межатомные расстояния в веществах. Согласно квантовой механике, атом не имеет определённых границ, но вероятность найти электрон на данном расстоянии от ядра атома, начиная с нек-рого расстояния, весьма быстро убывает. Поэтому можно приближённо приписать атому нек-рый размер. Для всех атомов этот размер порядка 10^-8 см, т. е. 1 А или 0, 1 нм. Опытные данные показывают, что, суммируя для атомов А и В значения величин, наз. А. р., во многих случаях удаётся получить значение межатомного расстояния АВ в хим. соединениях и кристаллах, близкое к истинному. Это свойство межатомных расстояний, наз. аддитивностью, оправдывает применение А. р. Последние подразделяются на металлические и ковалентные.

За металлич. радиус принимается половина кратчайшего межатомного расстояния в кристаллич. структуре элемента-металла. Металлич. радиус зависит от числа ближайших соседей атома в структуре (координационного числа К). Если принять А. р. при К = 12 (это значение К чаще всего встречается в металлах) за 100%, то А. р. при К=8, 6 и 4 составят 98, 96 и 88% соответственно. А. р. металлов применяют для предсказания возможности образования и анализа строения сплавов и интерметал-лич. соединений. Так, близость А. р.- необходимое, хотя и недостаточное условие взаимной растворимости металлов по типу замещения: магний (А. р. 1, 60А) в широких пределах образует твёрдые растворы с литием (1, 55 А) и практически не образует их с натрием и калием (1, 89 А и 2, 36 А). Аддитивность А. р. позволяет ориентировочно предсказывать параметры решёток интерметаллов (например, для тетрагональной структуры B -АlСr₂, расчёт даёт а = 3, 06 А, с = 8, 60 А, соответствующие экспериментальные значения 3, 00 А и 8, 63 А). Ковалентные радиусы представляют собой половину длины ординарной связи X - X, где X - элемент-неметалл. Так, напр., в случае галогенов А. р.- это половина межатомного расстояния в молекулах Х₂, для серы и селена - в молекулах Х₈, для углерода - это половина длины связи в кристаллич. структуре алмаза или в молекулах предельных углеводородов. Повышение кратности связи (напр., в молекулах бензола, этилена, ацетилена) приводит к уменьшению её длины, что иногда учитывают введением соответствующей поправки. Приблизительно выполняющаяся аддитивность ковалент-ных радиусов позволяет вычислить их значения и для металлов (из длин ко-валентных связей Me - X, где Me - металл). В нек-рых исследованиях, сравнивая экспериментально найденные расстояния Me - X с суммами ковалентных радиусов и ионных радиусов, судят о степени ионности связи. Однако меж-

атомные расстояния X-X и Me - X заметно зависят от валентного состояния атомов. Последнее уменьшает универсальность ковалентных радиусов и ограничивает возможность их применения. О связи А. р. элементов с их положением в периодической системе см. Периодическая система элементов Д. И. Менделеева.

Лит.: Бокий Г. Б., Кристаллохимия, 2 изд., М., 1960; Жданов Г. С., физика твердого тела, М., 1962; Китайгородский А. И., Органическая кристаллохимия, М., 1955; Bastiansen О., Т г а е t-t e b e r g M-, The nature of bonds between carbon atoms, " Tetrahedron", 1962, v. 17, Mb 3. П. М. Зоркий.

АТОМНЫЕ СПЕКТРЫ, спектры оптические, получающиеся при испускании или поглощении света (электромагнитных волн) свободными или слабо связанными атомами; такими спектрами обладают, в частности, одноатомные газы и пары. А. с. являются л и н е й ч ат ы м и - они состоят из отдельных с п е к т р а л ь н ы х л и н и й. А. с. наблюдаются в виде ярких цветных линий при свечении газов или паров в электрич. дуге или разряде (спектры испускания) и в виде тёмных линий (спектров поглощения). Каждая спектральная линия характеризуется определённой частотой колебаний v испускаемого или поглощаемого света и соответствует определённому квантовому переходу между уровнями энергии Et и Еи атома согласно соотношению: hv= Et - Eh, где h - Планка постоянная). Наряду с частотой спектральную линию можно характеризовать длиной волны X=c/v, волновым числом 1/_Л = V1с (с - скорость света) и энергией фотона hv.

А. с. возникают при переходах между уровнями энергии внешних электронов атома и наблюдаются в видимой, ультрафиолетовой и близкой инфракрасной областях. Такими спектрами обладают как нейтральные, так и ионизованные атомы; их часто наз. соответственно дуговыми и искровыми спектрами (нейтральные атомы легко возбуждаются и дают спектры испускания в электрич. дугах, а положит. ионы возбуждаются труднее и дают спектры испускания преим. в искровых электрич. разрядах). Спектры ионизованных атомов смещены по отношению к спектрам нейтральных атомов в область больших частот, т. е. в ультрафиолетовую область. Это смещение тем больше, чем выше кратность ионизации атома - чем больше электронов он потерял. Спектры нейтрального атома и его последовательных ионов обозначают в спектроскопии цифрами I, II, III,... В реально наблюдаемых спектрах часто присутствуют одновременно линии нейтрального и ионизованных атомов; так говорят, напр., о линиях Fel, Fell, Felll в спектре железа, соответствующих Fe, Fe+, Fe²⁺.

Линии А. с. образуют закономерные группы, наз. с п е к т р а л ь н ы м и с е р и я м и. Промежутки между линиями в серии убывают в сторону коротких длин волн, и линии сходятся к г р ан и ц е с е р и и. Наиболее прост спектр атома водорода. Волновые числа линий его спектра с огромной точностью определяются формулой Бальмера:

[ris]

где n₁ и n₂ - значения главного квантового числа для уровней энергии, между к-рыми происходит квантовый переход
[ris]