Основы физики

Однако испускание нейтронов деления не устраняет полностью перегрузку ядер-осколков нейтронами. Это приводит к тому, что осколки оказываются радиоактивными: избыточные нейтроны в них превращаются в протоны, то есть происходит в^--распад, сопровождающийся испусканием -квантов. Так, осколок деления в результате цепочки в^--распадов превращается в стабильный изотоп лантана:

.

Энергия связи, приходящаяся на один нуклон в тяжелом ядре (А>200), примерно на 1 МэВ меньше, чем в ядрах средней массы. Поэтому деление «рыхлого» тяжелого ядра на два более плотно упакованных осколка, сопровождается выделением энергии в количестве примерно 1 МэВ/нуклон. Так, при делении одного ядра изотопа урана выделяется 200 МэВ энергии. Большую часть этой энергии получают ядра-осколки, остальная приходится на кинетическую энергию нейтронов деления и энергию излучения.

Нейтроны деления имеют довольно широкий энергетический спектр - от 0 до 7 МэВ. Деление ядер урана осуществляется тепловыми нейтронами, а урана-238 нейтронами, с энергией порядка 1 МэВ, поэтому вторичные нейтроны с достаточной энергией могут вызвать новые акты деления, что делает возможным осуществление цепной реакции деления - ядерной реакции, в которой частицы, вызывающие реакцию, образуются как продукты этой реакции. Цепная реакция характеризуется коэффициентом размножения нейтронов k, равным отношению числа нейтронов на данном этапе реакции к числу их на предыдущем этапе. Если , цепная реакция не возникает (или прекращается), при идет развивающаяся цепная реакция, число делений лавинообразно нарастает и реакция может стать взрывной. При идет самоподдерживающаяся реакция, при которой число нейтронов остается постоянным. Именно такая цепная реакция осуществляется в ядерных реакторах.

Коэффициент размножения зависит от природы делящегося вещества, а для данного изотопа - от его количества, а также от размеров и формы активной зоны - пространства, в котором происходит цепная реакция. Не все нейтроны, обладающие энергией достаточной для деления ядра, участвуют в цепной реакции - часть их «застревает» в ядрах неделящихся примесей, всегда присутствующих в активной зоне, а часть покидает активную зону, размеры которой конечны, раньше, чем будет захвачена каким-либо ядром (утечка нейтронов). Минимальные размеры активной зоны, при которых возможна цепная реакция, называются критическими размерами, а минимальная масса делящихся веществ, находящихся в системе критических размеров, называется критической массой. Так, в куске чистого урана каждый нейтрон, захваченный ядром вызывает деление с испусканием в среднем 2,5 вторичных нейтронов, но если масса такого урана меньше 9 кг, то большинство нейтронов вылетают наружу, не вызвав деления, так что цепная реакция не возникает. Поэтому вещества, ядра которых способны делиться, хранят в виде изолированных друг от друга кусков, меньших критической массы. Если быстро и плотно соединить несколько таких кусков, так что их суммарная масса превысит критическую массу, начнется лавинообразное размножение нейтронов, и цепная реакция приобретет неуправляемый взрывной характер. На этом основано устройство атомной бомбы.

Понятие о ядерной энергетике

Цепная реакция может осуществляться на изотопах , и . Эти вещества получили название ядерного горючего, или расщепляющихся материалов. Деление ядер этих изотопов вызывают нейтроны любой энергии, в том числе и медленные. Только один из расщепляющихся материалов, , имеется в природе. Его содержание в природном уране составляет 0,7%. Основной изотоп природного урана, , хоть и делится при поглощении быстрых нейтронов, не способен к цепной реакции, так как дает мало вторичных быстрых нейтронов, да и те большей частью поглощаются его ядрами без деления. Два других расщепляющихся материала получают искусственно: - из , а - из . Превращения ядерного сырья в ядерное горючее осуществляется в ядерных реакторах - устройствах, в которых осуществляется управляемая цепная реакция деления. Управление цепной реакцией заключается в поддержании коэффициента размножения нейтронов равного единице.

Первыми ядерными реакторами были реакторы на медленных нейтронах. Большинство нейтронов, испускаемых при делении ядер U-235, обладают энергиями 1-2 МэВ и скоростями порядка 10⁷ м/с, то есть это быстрые нейтроны. Они поглощаются ядрами U-235 примерно в 500 раз хуже, чем нейтроны со скоростями порядка м/с (медленные), также способные вызывать деление ядер урана-235. Поэтому для осуществления цепной реакции необходимо замедлить быстрые нейтроны до тепловых. Для этого используют вещества - замедлители. Наиболее распространенными замедлителями являются обычная и тяжелая вода и графит. Принципиальная схема ядерного реактора на медленных нейтронах и энергетической установки на его базе показаны на рис. 28.

Главной частью реактора является его активная зона, в которой происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия.

Рис. 28

В активной зоне размещены тепловыделяющиеся элементы (ТВЭЛы), представляющие собой блоки ядерного горючего 1, заключенные в герметичную оболочку, слабо поглощающую нейтроны. Со всех сторон ТВЭЛы окружены замедлителем 2. За счет энергии, выделяющейся при делении ядер, ТВЭЛы разогреваются, поэтому для отвода тепла они помещаются в поток теплоносителя. В данном случае замедлителем и одновременно теплоносителем служит вода. Для уменьшения утечки нейтронов рабочая зона окружена отражателем 3 (например, из бериллия).

Управление цепной реакцией осуществляется специальными управляющими стержнями 4 из материалов, сильно поглощающих нейтроны (например, бор, кадмий). Реактор рассчитан так, что при полностью погруженных в рабочую зону стержнях цепная реакция не идет. Постепенно извлекая стержни, увеличивают коэффициент размножения нейтронов, доводя его значение до единицы. В этот момент реактор начинает работать. В ходе его работы количество ядерного топлива уменьшается, и происходит его загрязнение осколками деления, среди которых могут быть сильные поглотители нейтронов, поэтому по мере «выгорания» ядерного топлива управляющие стержни при помощи специального автоматического устройства постепенно извлекаются из активной зоны. Когда ядерное топливо выгорает, реакция прекращается. До нового запуска реактора ядерные отходы извлекаются и загружают новую порцию ядерного топлива.

Ядерный реактор является мощным источником проникающей радиации (нейтроны, -излучение), поэтому любой реактор имеет систему экранов из защитных материалов (свинец, бетон), находящуюся за отражателем (на схеме не показана).

Деление ядер, содержащихся в одном грамме урана-235, дает столько же энергии, сколько сжигание трех тонн каменного угля. Эту энергию отводят из реактора при помощи теплоносителя (вода, гелий, жидкий натрий), который по трубопроводу 5 поступает в теплообменник 6, частично заполненный водой. В результате нагрева воды в теплообменнике образуется перегретый пар, который по трубопроводу 7 поступает в паровую турбину 8, а после отработки возвращается в теплообменник. Турбина вращает электрический генератор 9, ток от которого поступает в сеть.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была введена в эксплуатацию в 1954 г. Обнинске под руководством И.В. Курчатова.

Среди ядерных реакторов особое место занимают энергетические реакторы-размножители, в которых наряду с выработкой электроэнергии идет процесс воспроизводства ядерного горючего. Это реакторы, работающие на быстрых нейтронах, без замедлителя. Топливом для них служит природный уран, содержащий 1 атом урана-235 на 140 атомов U-238. (Иногда используют обогащенный уран, содержащий до 25% урана-235). В таких реакторах свыше быстрых нейтронов поглощаются ядрами урана-238:

При этом образуется радиоактивный изотоп , имеющий период полураспада около двух суток. В результате в^--распада нептуний превращается в другой трансурановый элемент - плутоний . Этот не встречающийся в природе изотоп замечателен тем, что, подобно урану-235 делится тепловыми нейтронами и способен поддерживать цепную реакцию, то есть является ядерным горючим. Он -радиоактивен, но период его полураспада составляет 24000 лет, то есть его можно накапливать.

Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах позволяют использовать в качестве топлива природный или слабообогащенный уран, производят энергию и воспроизводят ядерное горючее: на 1 кг такой реактор дает более 1 кг . Кроме того, для более эффективного использования нейтронов, в активную зону вместо замедлителя вводят вещества, ядра которых могут поглощать нейтроны. Таким образом, получают нужные народному хозяйству искусственные радиоактивные изотопы и трансурановые элементы.

18. Ядерная физика. Термоядерные реакции (реакции синтеза). Обоснование возможности получения энергии при слиянии ядер. Энергия термоядерной реакции

Ядерный синтез, то есть образование из легких ядер более тяжелых, как и деление тяжелых ядер, сопровождается выделением огромной энергии, так как в обоих случаях образуются ядра с большей удельной энергией связи. Но для осуществления ядерного синтеза необходимо сблизить ядра на расстояния порядка радиуса действия ядерных сил, преодолевая кулоновское отталкивание, то есть придать ядрам огромную скорость, что возможно лишь при температурах К, поэтому реакции синтеза легких ядер в более тяжелые называются термоядерными.

Очевидно, как с точки зрения практического осуществления, так и по энергоотдаче наиболее эффективным должен быть синтез ядер из ядер водорода и , сила кулоновского отталкивания для ядер водорода минимальна, а удельная энергия связи ядра, как видно из рис. 1, у легких ядер очень резко растет с ростом массового числа. Однако и такие реакции могут проте6кать при температурах не ниже К, что соответствует температуре в недрах звезд.

Синтез ядер водорода в ядра гелия является, по-видимому, одним из источников энергии Солнца и звезд.

На Солнце термоядерные реакции могут протекать в виде термоядерных циклов: протон-протонного или углеродно-азотного.

Протон-протонный цикл протекает в три этапа:

,

,

.

В результате этого цикла четыре протона (ядра ), превращаются в одно ядро устойчивого изотопа гелия , испускаются два позитрона и -кванта и выделяется 27 МэВ энергии. В углеродно-азотном цикле также происходит синтез ядер гелия из водорода, а ядра углерода, число которых не изменяется, участвуют в реакции в роли катализатора.

Первая искусственная термоядерная реакция была осуществлена в США 1 ноября 1952 г. - взорвано термоядерное устройство, а в Советском Союзе 12 августа 1953 г. - в виде взрыва ядерной (водородной) бомбы:

Термоядерные реакции дают на один нуклон 3,5 МэВ энергии, а реакции деления - около 1 МэВ. Решение проблемы управляемого термоядерного синтеза (УТС) означает для человечества доступ к неисчерпаемым источникам энергии - ведь синтез ядер дейтерия, содержащегося в стакане воды, в ядра гелия по энергии эквивалентен сжиганию 60 л бензина. Для того чтобы осуществить управляемую термоядерную реакцию, необходимо создать и поддерживать в некотором объеме водородную плазму с температурой 10⁸ К. Создать такую плазму можно, пропуская импульс очень сильного тока сквозь газообразный дейтерий, либо нагревая его лучом мощного лазера. Однако, соприкасаясь со стенками установки, плазма мгновенно охлаждается и перестает существовать. Для ее изоляции от стенок используют магнитные ловушки - так как плазма состоит из заряженных частиц, то в сильном магнитном поле на нее действует сила Лоренца, заставляющая траекторию частицы винтообразно навиваться на силовую линию. Таким образом, частицы плазмы удерживаются от контакта со стенками. Установки, в которых осуществляются искусственные термоядерные реакции, называются токамаками (тороидальная камера с магнитными катушками). С их помощью удалось создать водородную плазму с концентрацией и температурой в объеме 5 м³, и удерживать ее в течение времени . Но пока энергозатраты превышают полученную энергию, а для осуществления самоподдерживающейся термоядерной реакции необходимо в 20 раз превысить показатель по и в десять раз - по температуре.

Размещено на Allbest.ru