Большая Советская Энциклопедия (ЯД)

        В 1964 была включена в Свердловскую энергосистему им. И. В. Курчатова с реактором на тепловых нейтронах электрической мощностью 100 Мвт, реактор которой существенно отличался от своего предшественника более высокими тепловыми характеристиками за счёт перегрева пара, осуществляемого в реактора (т. н. ядерный перегрев). Второй блок Белоярской АЭС усовершенствованной конструкции и более мощный (200 Мвт) был введён в эксплуатацию в 1967. Реактор имеет одноконтурную систему охлаждения. Основной недостаток ядерного перегрева — повышение температуры в активной зоне реактора, что приводит к необходимости применять температуростойкие материалы (например, нержавеющую сталь) для оболочек (ТВЭЛ), а это в большинстве случаев ведёт к снижению общей эффективности использования ядерного топлива.
        Установленные на первых АЭС уран-графитовые реакторы канального типа не имеют тяжёлого, громоздкого стального корпуса. строительство АЭС с такими реакторами представляется весьма заманчивым, поскольку оно освобождает заводы тяжёлого машиностроения от изготовления стальных изделий больших габаритов (корпус водо-водяного реактора имеет форму цилиндра диаметром 3—5 м, высотой 11—13 мпри 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 большой мощности — РБМК. Первый такой реактор электрической мощностью 1000 Мвт(РБМК-1000) был установлен в сентябре 1973 на Ленинградской АЭС им. В. И. Ленина (ЛАЭС), а в декабре 1973 первый блок ЛАЭС дал промышленный ток в электрическую сеть Ленэнерго. Второй блок также мощностью 1000 Мвтсдан в эксплуатацию в конце 1975. За 1977 ЛАЭС выработала 12,5 млрд. квтЧ чэлектроэнергии. Строительство ЛАЭС продолжается, она будет состоять из 4 блоков общей мощностью 4000 Мвт. Тепловая мощность каждого из 4 блоков ЛАЭС 3200 Мвт, 70 Гкал/ч(335 Гдж/ч) тепла будет отбираться для нужд теплофикации. ЛАЭС является головной из строящихся АЭС в Европейской части СССР.
        В 1976 вступил в строй первый блок Курской АЭС с реактором РБМК электрической мощностью 1000 Мвт. В 1977 вошла в строй Чернобыльская АЭС; заканчивается сооружение Смоленской АЭС и других также с несколькими реакторами РБМК-1000. В 1975 в Литовской ССР развернулось строительство Игналинской АЭС с 4 уран-графитовыми реакторами канального типа электрической мощностью 1500 Мвткаждый. Увеличение единичной мощности реактора РБМК на Игналинской АЭС до 1500 Мвтдостигнуто фактически в габаритах реактора РБМК-1000 за счёт усовершенствования, главным образом конструкции ТВЭЛов. Форсирование мощности РБМК-1000 уменьшает удельные капиталовложения на сооружение АЭС, повышает её среднюю удельную мощность. Ведутся (1978) проработки и эксперименты по созданию реакторов типа РБМК электрической мощностью 2000 и 2400 Мвт.
        В СССР с 1974 успешно эксплуатируется АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль, построенная в районе г. Билибино (Магаданская область). Электрическая мощность Билибинской АТЭЦ 48 Мвт, выработка тепла для отопления и централизованного горячего водоснабжения достигает 100 Гкал/ч.
        Из реакторов на тепловых нейтронах в СССР наибольшее распространение получили корпусные — ВВЭР. В 1964 вступила в строй с ВВЭР электрической мощностью 210 Мвт, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит обычная вода. Тепловая мощность реактора 760 Мвт. По удельной энергонапряжённости и экономичности использования топлива реактор этого типа один из лучших. В декабре 1969 был сдан в эксплуатацию второй блок с ВВЭР электрической мощностью 365 Мвт. В 1971—72 были введены третий и четвёртый блоки электрической мощностью 440 Мвткаждый с реакторами ВВЭР-440. За 1977 Нововоронежская АЭС выработала свыше 10 млрд. квтЧ чэлектроэнергии. В 1978 заканчивается сооружение пятого блока электрической мощностью 1000 Мвт, после чего мощность Нововоронежской АЭС достигнет 2500 Мвт. Именно этот пятый блок с ВВЭР-1000 стал прототипом строящихся АЭС с ВВЭР большой мощности.
        Последовательное укрупнение единичной мощности энергетического оборудования на Нововоронежской АЭС (210, 365, 440, 1000 Мвт) характерно не только для ВВЭР. Развитие мировой энергетики, в том числе и Я. э., всегда сопровождалось ростом единичных мощностей энергетических установок. Укрупнение оборудования несколько снижает стоимость сооружения АЭС, однако каждая последующая ступень укрупнения приносит всё меньшую экономию. На Кольском полуострове в 1973—74 были сданы в эксплуатацию 2 блока АЭС с ВВЭР-440. Пуск Кольской АЭС имеет большое значение, т. к. на Кольском полуострове не имеет больших перспектив, а привозить топливо экономически невыгодно.
        В декабре 1976 в Армянской ССР был введён в строй первый блок АЭС с реактором ВВЭР-440. Эта первая в Армении и Закавказье АЭС расположена в горной местности (высота над уровнем моря 1100 м) в сейсмическом районе. Такое местоположение Армянской АЭС связано с необходимостью решения задачи по обеспечению надёжной и безопасной работы АЭС в трудных сейсмических условиях. По расчётам АЭС способна выдержать подземные толчки в 8—9 баллов (осенью 1976 во время землетрясения в Турции АЭС уже выдержала толчки в 4—5 баллов).
        При технической помощи СССР в ряде социалистических стран строятся АЭС с ВВЭР. Так, в ГДР в 1966 построена АЭС в г. Рейнсберг с ВВЭР электрической мощностью 70 Мвт; на побережье Балтийского моря на АЭС им. Бруно Лёйшнера сданы в эксплуатацию (в 1973—77) 3 блока с ВВЭР-440. Строительство ещё 3 блоков успешно продолжается. В НРБ на АЭС «Козлодуй» с 1976 действуют 2 блока с ВВЭР-440, сооружение ещё 2 блоков такой же мощности завершается. В ЧССР с 1972 работает АЭС «А-1» с реактором на тяжёлой воде (замедлитель нейтронов) и углекислом газе (в качестве теплоносителя). Электрическая мощность АЭС «А-1» 140 Мвт. Реактор разработан совместно советскими и чехословакцкими специалистами. В ЧССР сооружается также крупная промышленная АЭС с ВВЭР-440; первый блок будет введён в строй в 1978, а второй — в 1979. Ведётся строительство АЭС с ВВЭР-440 в СРР, ВНР, ПНР. При технической помощи СССР закончено (1976) сооружение АЭС с ВВЭР-440 в Финляндии. Опыт, накопленный при сооружении и эксплуатации реакторов типа ВВЭР в Советском Союзе и за рубежом, привёл к созданию ВВЭР-1000, который имеет 4 петли, в каждую из них входят: парогенератор, главный циркуляционный насос, 2 запорные задвижки и др. оборудование. Тепловая мощность каждой петли 750 Мвт.
        Кроме реакторов с водой под давлением, в Советском Союзе сооружен кипящий водо-водяной реактор с одноконтурной схемой выработки пара непосредственно в реакторе. Опытная АЭС с реактором ВК-50 (на 50 Мвт) была построена в Димитровграде (Ульяновская область) и пущена в 1965. Одноконтурная схема значительно упрощает теплотехническое оборудование, делает проще связь ядерного реактора с турбоагрегатом. Опыт эксплуатации АЭС с реактором ВК-50 свидетельствует о надёжной работе станции и высокой степени безопасности обслуживающего персонала.
        В мире создано много различных типов реакторов на тепловых нейтронах с разными замедлителями и теплоносителями. В их числе водо-водяные реакторы под давлением, водо-водяные кипящие реакторы, уран-графитовые с водяным теплоносителем, уран-графитовые с ядерным перегревом пара, реакторы органо-органические (с органическим замедлителем и органическим теплоносителем), газо-графитовые (теплоноситель — углекислый газ), реакторы с тяжёлой водой (теплоноситель — обычная вода), тяжеловодные реакторы (с тяжёлой водой в качестве замедлителя и теплоносителя), реакторы с гелиевым теплоносителем и др.
        Установлено, что АЭС с реакторами на тепловых нейтронах могут успешно конкурировать с обычными ТЭС, однако масштабы развития АЭС сдерживаются низкой эффективностью использования природного урана реакторами на тепловых нейтронах. Более перспективны реакторы на быстрых нейтронах, так называемые , которые могут наилучшим образом использовать деление ядер тяжёлых элементов и одновременно создавать новое искусственное ядерное топливо 239Pu. При попадании быстрых нейтронов в ядро 238U происходит несколько реакций превращения и создания отдельных трансурановых элементов, в результате которых образуется 239Pu. При делении ядер 239Pu высвобождается нейтронов больше, чем при делении ядер 235U. Если рассматривать Я. э. с позиции рационального использования ядерного топлива, то основная задача Я. э. сводится к выбору методов оптимального использования нейтронов и сокращения бесполезных потерь нейтронов, образующихся при делении ядер урана и плутония. Коэффициент воспроизводства в быстрых реакторах может достигать значений 1,4 и даже 1,7; т. е., «сжигая» 1 кгплутония, быстрый реактор не только возвращает его, но за счёт вовлечения в топливный цикл неделящихся изотопов 238U даёт дополнительно 0,4—0,7 кгплутония, который может служить новым ядерным топливом.
        В 1968 в г. Димитровграде было закончено сооружение крупной исследовательской АЭС мощностью 12 Мвтс быстрым реактором БОР-60, который обеспечил проведение исследований по улучшению показателей и конструкций отдельных элементов быстрого реактора с натриевым охлаждением и подтвердил правильность пути, выбранного сов. учёными при создании энергетических реакторов на быстрых нейтронах. В конце 1972 на полуострове Мангышлак сооружена крупная опытная АЭС с быстрым реактором БН-350 с натриевым охлаждением. АЭС БН-350 двухцелевого назначения: производство электрической энергии (установленная мощность 150 Мвт) и выдача пара на опреснительные установки для получения из морской воды 120 тыс. тпресной воды в сутки. Шевченковская АЭС — крупнейшая в мире (на 1978) опытно-промышленная энергетическая установка с реакторами на быстрых нейтронах, позволяет учёным решить ряд проблем Я. э. На Белоярской АЭС в качестве третьего блока строится новая промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 600 Мвт(БН-600). Сооружение и пуск АЭС с реактором БН-600 — следующий этап в развитии советской Я. э. В БН-600 была применена более экономичная и конструктивно новая (по сравнению с БН-350) так называемая интегральная компоновка первого контура, при которой активная зона, насосы, промежуточные теплообменники размещены в одном баке — корпусе. Сравнение результатов работы БН-350 и БН-600 покажет, какое из конструктивных и технологических решений лучше.
        Одна из главных целей работ с реакторами на быстрых нейтронах — достижение высоких темпов расширенного воспроизводства ядерного топлива, что невозможно на реакторах других типов. Научные изыскания и эксперименты по реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем продолжаются в расчёте на большие мощности — до 800—1600 Мвт. В США, Великобритании, Франции и других странах в качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах также используется натрий. Но натрий не единственный возможный тип теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах. В качестве теплоносителя может применяться и газ, в частности гелий; например, в институте ядерной энергетики АН БССР работают над использованием N 2O 4в качестве газового теплоносителя.
        На ранних этапах развития Я. э. в ряде стран мира учёные работали над многими типами реакторов с целью выбрать в дальнейшем наилучший из них в техническом и экономическом отношениях. В 70-х гг. почти все страны ориентируют свои национальные программы развития Я. э. на ограниченное число типов ядерных реакторов. Например, в США основными являются водо-водяные реакторы под давлением и кипящие реакторы; в Канаде — тяжеловодный реактор на природном уране; в СССР — водо-водяные реакторы под давлением и уран-графитовые реакторы канального типа.
        В связи со значительным увеличением цен на уголь и особенно на нефть и всё возрастающими трудностями их добычи быстрейшее развитие Я. э. становится экономически полностью оправданным: по современным оценкам стоимость производства электроэнергии на АЭС в 1,5—2 раза ниже, чем на обычных ТЭС. По прогнозам зарубежных специалистов к 1980 в мире будет находиться в эксплуатации порядка 250 реакторов общей мощностью 200 Гвт. И хотя экономические кризисы и инфляция в капиталистических странах и другие привходящие обстоятельства могут изменить такой прогноз в сторону уменьшения мощности АЭС, общая тенденция к росту Я. э. очевидна. Использование ядерной энергии для выработки электроэнергии, тепла, для опреснения воды, производства восстановителей для металлургической промышленности, получения новых видов химической продукции — всё это задачи огромного масштаба, которые придают Я. э. не только новые качества, но и показывают её ещё далеко не использованные возможности. К преимуществам Я. э. относят также и то, что АЭС не загрязняют атмосферу окислами серы, азота, губительно влияющими на окружающую среду. Проблеме обеспечения радиационной безопасности населения и защиты окружающей среды от радиоактивного загрязнения в СССР и в др. индустриально развитых странах уделяется большое внимание.
        Кроме крупных промышленных АЭС, в СССР разрабатываются и сооружаются АЭС малой и очень малой мощности для специальных целей. В 1961 была сдана в эксплуатацию передвижная ядерная энергетическая установка ТЭС-3 с реактором водо-водяного типа электрической мощностью 1500 квт. Всё оборудование ТЭС-3 размещается на 4 самоходных гусеничных платформах с кузовами вагонного типа.
        В 1964 была пущена энергетическая установка «Ромашка» с ядерным реактором на быстрых нейтронах и полупроводниковым термоэлектрическим преобразователем мощностью 500 вт. Эта установка проработала на стенде более 15 000 чвместо ожидаемых 1000 ч. «Ромашка» — прототип ядерной установки с непосредственным преобразованием ядерной энергии в электрическую энергию.
        В 1970—71 были созданы и прошли испытания 2 термоэмиссионных реактора-преобразователя — «Топаз-1» и «Топаз-2» электрической мощностью 5 и 10 квтсоответственно. Принцип прямого преобразования тепловой энергии в электрическую заключается в нагреве в вакууме катода до высокой температуры при поддержании анода относительно холодным, при этом с поверхности катода «испаряются» (эмиттируют) электроны, которые, пролетев межэлектродный зазор, «конденсируются» на аноде, и при замкнутой наружной цепи по ней идёт электрический ток. Основное преимущество такой установки по сравнению с электромашинными генераторами — отсутствие движущихся частей. Энергетические установки, основанные на использовании ядерной энергии, находят также применение как транспортные силовые установки (см. ). Особенно широко они используются на подводных лодках, а также на транспортных судах невоенного назначения, в том числе на атомных ледоколах.
        В процессе эксплуатации АЭС образуется относительно большое количество жидких и твёрдых . Жидкими отходами на АЭС могут быть теплоноситель первого контура в случае необходимости его замены, протечки теплоносителя при нарушении герметичности оборудования, вода бассейнов выдержки отработавших ТВЭЛов, дезактивационные растворы, растворы от регенерации ионообменных фильтров, воды спец. прачечных, воды пунктов дезактивации оборудования и специального транспорта и др. Практика показывает, что за год работы на АЭС образуется от 0,5 до 1,5 м 3среднеактивных жидких отходов в расчёте на 1 Мвтэлектрической мощности реакторов. В жидких отходах со средним уровнем радиоактивности сосредоточено около 99% общего количества радионуклидов, попадающих в отходы. В СССР принята схема переработки всех жидких радиоактивных отходов непосредственно на АЭС с использованием методов выпарки и ионного обмена. Концентраты отходов (кубовые остатки после выпарки), ионообменные смолы, пульпы, первичный теплоноситель при его замене собирают и по герметичным трубопроводам направляют в специальные ёмкости-хранилища для среднеактивных отходов. Твёрдыми радиоактивными отходами на АЭС являются в основном отдельные детали или узлы реакторного оборудования, инструменты, предметы спецодежды и средств индивидуальной защиты персонала, ветошь, фильтры из систем газоочистки. На АЭС, кроме жидких и твёрдых радиоактивных отходов, возможны выбросы, содержащие летучие соединения радиоактивных изотопов, а также образование радиоактивных аэрозолей. Некоторое количество радиоактивных газов и аэрозолей после тщательной спец. очистки отводят в атмосферу, а жидкие и твёрдые отходы, загрязнённые радиоактивными веществами, складируются в специальные хранилища-могильники.
        Однако главная проблема в развитии Я. э. — разработка экономичных, надёжных способов захоронения больших количеств высокоактивных отходов. В этом направлении во многих странах мира ведутся научно-исследовательские и опытно-промышленные работы, в частности по разработке эффективных методов остекловывания радиоактивных отходов. В 70-х гг. в Я. э. переработка выгоревших ТВЭЛов ещё не получила большого развития, но с расширением строительства АЭС и особенно быстрых реакторов, когда понадобится большое количество вторичного ядерного топлива, массовое захоронение высокоактивных отходов может приобрести первостепенное значение.
        Международное агентство по атомной энергии при ООН (МАГАТЭ) выдало рекомендацию на сброс радиоактивных отходов низкой и средней активности в северо-восточной части Атлантического океана. В 1976 в океан было сброшено контейнерами почти 40000 тотходов, содержащих около 240000 кюри(b — g-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 энергетического 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 нескольких термоядерных установках получены нейтроны термоядерного происхождения. Наиболее совершенной установкой в настоящее время является система , разработанная в 50-х гг. в институте 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 университете 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, которую ныне решают учёные различных специальностей во многих странах мира.
        Лит.:Александров А. П., Атомная энергетика и научно-технический прогресс, в сборнике: Атомной энергетике XX лет, М., 1974; Маргулова Т. Х., Атомные электрические станции, 2 изд., М., 1974; Петросьянц А. М., Современные проблемы атомной науки и техники в СССР, 3 изд., М., 1976.
         А. М. Петросьянц.

Ядерная энергия

       Я'дерная эне'ргия, атомная энергия, внутренняя энергия атомного ядра, выделяющаяся при .Энергия, которую необходимо затратить для расщепления ядра на составляющие его нуклоны, называется энергией связи ядра x св. Следовательно, энергия связи — максимальная Я. э. Энергия связи, рассчитанная на один нуклон, называется удельной энергией ев я з и x св/А ( А — ) .Энергия связи ядра складывается из энергии притяжения нуклонов друг к другу под действием ядерных сил и энергии взаимного отталкивания протонов под действием электростатических сил. Каждый нуклон сильно взаимодействует лишь с небольшим числом соседних. Поэтому уже начиная с 4He удельная энергия связи слабо растет с увеличением А.Максимум достигается в области Fe ( А= 56), после чего идёт спад (см. рис. ). Такой ход зависимости объясняется тем, что часть нуклонов находится на периферии ядра, и для них притяжение к остальным нуклонам является более слабым. В лёгких ядрах число таких нуклонов относительно велико. В результате уменьшения роли периферийных нуклонов с увеличением Азначение x св /Арастёт. В тяжёлых ядрах x св /Ас ростом Аубывает, т. к. энергия притяжения растет с увеличением Алинейно, а энергия электростатического отталкивания протонов растет пропорционально квадрату числа протонов Z 2.Т. о., экзотермическими являются реакции ядерного синтеза (образование лёгких ядер из легчайших), реакции расщепления тяжёлых ядер (деление ядер на более мелкие осколки, см. ) и спонтанный альфа-распад. При т. н. магических значениях Z и N(число нейтронов в ядре) зависимость x св /Аот Аимеет небольшие максимумы, связанные с наличием в ядре замкнутых оболочек (см. , ) .
        Из-за электростатического отталкивания протонов реакции ядерного синтеза могут развиваться, если кинетическая энергия ядер велика, т. е. при высоких температурах среды (см. ) .Реакции ядерного синтеза являются источником звёздной энергии. Реакции так называемого водородного цикла в протекают с образованием 4He и выделением энергии ~7 Мэв/нуклон (1,8(10 8 квт( ч/кг) .В земных условиях осуществлены 2 термоядерные реакции: слияние 2 дейтронов, сопровождающееся выделением энергии 1 Мэв/нуклон, и синтез дейтрона и тритона, при котором выделяется 3,5 Мэв/нуклон.
        В реакции деления 235U под действием нейтронов выделяется около 214 Мэвв 1 акте деления (для изотопов Pu на 4—5% больше). Из них около 12 Мэвуносит в мировое пространство .Т. о., реально выделяющаяся Я. э. составляет 0,85 Мэв/нуклон, или 2,2·10 8 квт· ч/кг.Это в 2·10 6раз превосходит энергию, выделяющуюся при сгорании 1 кгнефти. Пока в качестве промышленного источника Я. э. используются только реакции деления ядер.
        Лит.см, при ст. .
        А. М. Петросьянц

      Зависимость удельной энергии связи ядер от числа нуклонов.

Ядерного ущерба возмещение

       Я'дерного уще'рба возмеще'ниеконвенция, см. .

Ядерное горючее

       Я'дерное горю'чее, делящееся вещество, нуклиды, которые входят в состав и обеспечивают цепную реакцию деления ядер.

Ядерное оружие

       Я'дерное ору'жие, оружие, в котором средством поражения является ядерный заряд; представляет собой комплекс, включающий , средство доставки его к цели (ракета, торпеда, самолёт, ), а также различные средства управления, обеспечивающие попадание боеприпаса в цель. Различают собственно ядерное и термоядерное оружие. Действие Я. о. основано на использовании поражающих факторов .
        Я. о., как оружие массового поражения, предназначается для разрушения в короткие сроки административных центров, промышленных и военных объектов, уничтожения группировок войск, сил флота, создания зон массовых разрушений, затоплений, пожаров и радиоактивного заражения среды. Я. о. оказывает на людей сильное моральное и психологическое воздействие. Мощность ядерного боеприпаса оценивается .Современные ядерные боеприпасы имеют тротиловый эквивалент от нескольких десятков тдо нескольких десятков млн. ттротила. В литературе часто мощность Я. о. выражают просто в килотоннах ( кт) и мегатоннах ( Мт), опуская слова «тротиловый эквивалент».
        Я. о. могут применять все виды вооруженных сил. Исходя из предназначения Я. о., мощности зарядов, боевых возможностей средств, используемых для доставки ядерных боеприпасов к цели, его принято делить на стратегическое (для поражения важных стратегических объектов в глубоком тылу; состоит в распоряжении высшего военно-политического руководства государства); оперативно-тактическое (для поражения различных объектов в оперативно-тактической глубине) и тактическое (для поражения войск, боевой техники, тыловых и других объектов, расположенных в тактической зоне).
        При применении Я. о. могут наноситься одиночные, групповые или массированные ядерные удары: одиночный и групповой — для поражения одной цели или группы целей соответственно одним или несколькими ядерными боеприпасами; массированный — по большой группе объектов (целей), по одной крупной или нескольким отдельно расположенным группировкам войск (сил флота) большим количеством ядерных боеприпасов.
        При взрыве ядерного боеприпаса возникает ряд поражающих факторов: ударная волна, световое излучение, проникающая радиация, радиоактивное заражение и электромагнитный импульс. Ударная волна воздействует на все встречающиеся на её пути объекты. Так, например, при воздушном взрыве ядерного боеприпаса с тротиловым эквивалентом 100 ктударная волна приводит к гибели людей, находящихся вне укрытий, на удалении до 1,6 кмот эпицентра взрыва, и полностью разрушает многоэтажные каменные здания в радиусе до 4,5 км.Световое излучение при взрыве вызывает оплавление, обугливание, деформацию и воспламенение различных материалов. Живые ткани получают ожоги различной степени тяжести. При воздушном взрыве ядерного боеприпаса с тротиловым эквивалентом 100 ктлюди, находящиеся вне укрытий, поражаются световым излучением в радиусе: 1,4 км —смертельно; 3,5 км —получают ожоги тяжёлой степени; 3,8 км —средней степени; до 5 км —лёгкой степени (выход из строя); пожары возникают в радиусе до 7 км.Проникающая радиация (поток гамма-излучений и нейтронов при ядерном взрыве; действие продолжается 10—15 сек) приводит к возникновению .При наземном взрыве ядерного боеприпаса с тротиловым эквивалентом 100 ктлюди, расположенные вне укрытий, поражаются проникающей радиацией в радиусе: до 1 км —смертельно; 1,7 км —получают ожоги тяжёлой степени; 1,9 км—средней степени; до 2 км— лёгкой степени. Радиоактивное заражение местности и находящихся на ней объектов происходит в результате выпадения радиоактивных веществ из облака ядерного взрыва и наведённой радиации, обусловленной образованием радиоактивных изотопов в окружающей среде под воздействием мгновенного нейтронного и гамма-излучений ядерного взрыва; поражает людей и животных главным образом в результате внешнего облучения, действие которого подобно действию проникающей радиации. Электромагнитный импульс (кратковременные электрические и магнитные поля, возникающие при ядерных взрывах) воздействует на антенны, провода, кабельные линии и средства связи, в которых наводятся электрические напряжения, приводящие к пробою изоляции, повреждению входных элементов аппаратуры, выгоранию плавких вставок. Конструктивные особенности ядерных зарядов могут сильно влиять на соотношение поражающих факторов. Так, могут быть созданы заряды с резко увеличенным выходом нейтронного излучения («нейтронные»).
        Создание Я. о. связано с развитием ядерной физики в 20 в. В начале 40-х гг. 20 в. группой учёных в США были разработаны физические принципы осуществления ядерного взрыва. Первый взрыв произведён на испытательном полигоне в Аламогордо 16 июля 1945. В августе 1945 2 атомные бомбы мощностью около 20 кткаждая были сброшены на японские города Хиросима (6 августа) и Нагасаки (9 августа). Взрывы бомб вызвали огромные жертвы (Хиросима — свыше 140 тыс. человек, Нагасаки — около 75 тыс. человек) среди гражданского населения и причинили колоссальные разрушения. Применение Я. о. не вызывалось военной необходимостью. Правящие круги США преследовали политические цели — продемонстрировать свою силу для устрашения свободолюбивых народов, запугать Советский Союз. Вскоре Я. о. было создано в СССР группой учёных во главе с академиком И. В. Курчатовым. В 1947 Советское правительство заявило, что для СССР больше нет секрета атомной бомбы. В августе 1949 в СССР было проведено испытание первой атомной бомбы. Потеряв монополию на Я. о., США усилили начатые ещё в 1942 работы по созданию термоядерного оружия. 1 ноября 1952 в США было взорвано термоядерное устройство мощностью 3 Мт. Термоядерный боеприпас в виде авиационной бомбы в США был испытан в 1954. В СССР термоядерная бомба впервые испытана 12 августа 1953.
        К середине 50-х гг. в СССР и США были построены и приняты на вооружение носители ядерных боеприпасов различных классов и типов (в том числе ракеты), которые способны, в зависимости от предназначения, доставлять ядерные боеприпасы на различные расстояния. В 60-х гг. Я. о. было внедрено во все виды вооруженных сил и оказало решающее влияние на организационную структуру войск и сил флота, привело к изменению взглядов на способы ведения боя, операции и войны в целом, на применение др. средств поражения. В 1960 в СССР был создан особый вид Вооруженных Сил — Ракетные войска стратегического назначения.
        Кроме СССР и США, ядерные боеприпасы были созданы и испытаны: в Великобритании 30 октября 1952, во Франции 13 февраля 1960, в Китае 16 октября 1964; термоядерные боеприпасы (соответственно): в Великобритании 15 мая 1957, во Франции 28 августа 1968, в Китае 17 июня 1967. К 1977 Я. о. имеется в вооруженных силах СССР, США, Франции, Великобритании и Китая. В научно-техническом отношении к производству Я. о. готовы свыше 30 капиталистических стран.
        Наиболее разнообразное и совершенное Я. о. в СССР и США. В США (1975) насчитывалось свыше 30 тыс. единиц ядерных боеприпасов (в том числе 8 тыс. стратегических и 22 тыс. тактических, состоящих на вооружении ВВС, ВМС и Сухопутных войск). Для их доставки к целям имеется много различных носителей, которые находятся в постоянной боевой готовности. К началу 1976 только в составе стратегических наступательных сил США имелось: 1054 межконтинентальные баллистические ракеты (МБР) «Титан-2», «Минитмен-2», «Минитмен-3» с ядерными боеголовками, свыше 400 самолётов В-52 и В-111 стратегической авиации, способных нести ядерные бомбы и крылатые ракеты с ядерными зарядами, и 41 атомная подводная лодка, вооружённая ракетами «Поларис А-3» и «Посейдон» с ядерными боеголовками.