Вынужденное деление ядер. Цепная реакция деления

Нейтрон, поглощенный тяжелым ядром с параметром Z²/A<49, может сообщить ему энергию, превышающую энергию активации, в результате чего происходит реакция деления ядра. Такая реакция деления является вынужденной.

Вынужденное деление ядер было обнаружено О. Ганом и Ф. Штрас­сма­ном в 1938 г. Было установлено, что при облучении урана нейтронами образуются элементы середины периодической системы Менделеева.

Дальнейшие исследования показали, что реакция деления тяжелых ядер сможет протекать различными путями с образованием различных осколков. Наиболее вероятной оказалась реакция деления ядра на осколки, массы которых относятся как 2:3.

Ядра U²³⁵ делятся под воздействием тепловых нейтроном (их энергия порядка kT). Ядра же U²³⁸ делятся только быстрыми нейтронами (их энергия не менее 1 МэВ). Более медленные нейтроны просто поглощаются ядром U²³⁸, не вызывая его деления: образуется ядро U²³⁹ с последующим испусканием g-кванта.

Расчеты показывают, что при каждом акте деления ядер урана выделяется энергия ~200 МэВ, что в пересчете на один нуклон составляет ~1 МэВ. Основная доля этой энергии приходится на осколки, которые под воздействием кулоновских сил отталкивания приобретают большую кинетическую энергию.

При каждом акте деления U²³⁵ выделяется в среднем 2,5 нейтрона. Различаю мгновенные и запаздывающие нейтроны. Мгновенные нейтроны образуются практически одновременно с осколками. Запаздывающие (или вторичные) нейтроны испускаются осколками деления спустя некоторое время после деления (от 0,05 с до 1 мин). Доля запаздывающий нейтронов составляет около 0,75 %.

Введем понятие коэффициента размножения нейтронов как отношение числа нейтронов в данном звене реакции к числу нейтронов в предыдущем звене:

,

тогда приращение числа нейтронов

DN=(k–1)N.

Следующие друг за другом звенья реакции отделены промежутком времени τ, равным среднему времени жизни нейтрона в зоне реакции (от момента рождения нейтрона до последующего его захвата каким-нибудь ядром). Скорость нарастания числа нейтронов

,

или (после замены на )

.

Интегрируя последнее выражение, получаем

,

(36.25)

где N₀ — начальное число нейтронов.

Зависимость числа нейтронов от времени определяется значением параметра k (рис. 36.7). Рассмотрим частные случаи.

Рис. 36.7

1. k>1. Число нейтронов с течением времени возрастает. Это случай развивающейся реакции. Такой тип реакции впервые осуществлен в атомной бомбе.

2. k=1. Число нейтронов остается постоянным со временем. Цепная реакция при k=1 называется самоподдерживающейся. Такая реакция протекает в ядерных реакторах. В природе самоподдерживающаяся ядерная реакция встречается крайне редко. Известен лишь один случай, когда в урановом месторождении обнаружены следы протекания в течение десятков лет реакции деления.

3. k<1. Число нейтронов с течением времени убывает. В этом случае имеет место затухающая реакция. Такой тип реакции осуществляется в природный условиях, а также в ядреных реакторах при их остановке.

Коэффициент размножения нейтронов зависит от многих факторов: формы и размеров активной зоны, наличия примесей и отражателей нейтронов и т.д.

Наличие примесей уменьшает коэффициент размножения, поскольку примеси поглощают нейтроны без последующего деления. Например, U²³⁸ поглощает медленные нейтроны и при этом не делится на осколки.

При малых размерах активной зоны нейтроны легко покидают ее пределы, выбывая из последующих звеньев реакции. С увеличением размеров активной зоны коэффициент размножения возрастает. Минимальный объем активной зоны, при котором k=1, называется критическим, а соответствующая ему масса — критической. Для U²³⁵ критическая масса оставляет 50 кг.

Критическую массу можно уменьшить применяя отражающие оболочки, которые возвращают нейтроны в активную зону. Критическую массу U²³⁵ можно уменьшить до 242 г, если использовать полиэтиленовые прокладки и отражающую оболочку из бериллия. Таким образом, использованием отражателей нейтронов критическую массу можно варьировать в широких пределах. Например, критическая масса ядерного реактора в зависимости от его конструкции и целей изменяется от 1 кг до 50 т.

В атомной бомбе ядерный заряд представляет собой несколько разведенных кусков чистого урана или плутония . Масса каждого из кусков меньше критической. Путем обычного взрыва куски приводятся в соприкосновение, общая масса становится больше критической и в результате возникает развивающаяся реакция, имеющая взрывной характер.

Ядерный реактор

Ядерный реактор — это устройство, в котором поддерживается ядерная реакция деления на уровне k=1. В качестве ядерного топлива используют изотопы урана , плутония , тория .

Ядерное топливо, используемое в реакторах на медленных нейтронах, обогащено изотопом U²³⁵ до 2–4 % вместо 0,7 % в природной смеси U²³⁵ и U²³⁸ и размещено в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) ядерного реактора.

ТВЭЛы отделены друг от друга замедлителями нейтронов, в качестве которых используют графит, бериллий, органические жидкости, воду (обычную H₂O и тяжелую D₂O) и т.д.

В активную зону реактора вводят также управляющие стержни, вещество которых сильно поглощает нейтроны (обычно это сплавы кадмия). Коэффициент размножения нейтронов регулируется положением этих стержней в активной зоне и автоматически поддерживается равным единице. Для экстренной остановки ядерной реакции в случае аварии управляющие стержни быстро вводятся в активную зону специальным устройством.

Для отвода теплоты из активной зоны реактора используют теплоноситель, который циркулирует по замкнутой схеме, — это воздух, водяной пар, гелий, углекислый газ и т.д. Нагретый теплоноситель вращает турбину генератора и затем возвращается в активную зону.

Ядерные реакторы на медленных нейтронах характеризуются низким коэффициентом использования ядерного горючего. Несравненно более высокий коэффициент использования урана может быть достигнут в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах (бридерные реакторы). В этих реакторах в качестве первоначального топлива используется смесь U²³⁵ и U²³⁸, в которой доля U²³⁵ достигает 30 %. Изотоп U²³⁸ делится, поглотив только быстрый нейтрон с энергией ~10 МэВ, а нейтроны меньшей энергии эффективно поглощает, давая начало цепочке реакций:

,

(36.26)

Изотоп плутония имеет период полураспада 2,4×10⁴ лет и в природных условиях не существует. Цепочка ядерных превращений (36.26) приводит к накоплению плутония в бридерных реакторах за счет переработки U²³⁸. Количество производимого плутония больше, чем количество истраченного U²³⁵, т.е. бридер размножает ядерное горючее. Химической переработкой отработанного топлива плутоний извлекается и используется далее в реакторах на медленных нейтронах.

Термоядерные реакции

В области малых значений массовых чисел удельная энергия связи возрастает по мере увеличения массового числа (см. рис. 36.1) и, следовательно, в этой области энергетически выгодными являются реакции синтеза ядер легких элементов с образованием более тяжелых. Для осуществления этих реакций ядра необходимо сблизить на такое расстояние, чтобы силы ядерного притяжения стали преобладать над силами кулоновского отталкивания. Этого можно достичь разогревом вещества до очень высоких температур (порядка 10⁹ K). Однако реакция синтеза ядер легких элементов может протекать и при более низких температурах (порядка 10⁷ K), чему способствуют два фактора:

§ при T~10⁷ K вещество находится в состоянии плазмы, частицы которой распределены по скоростям в соответствии с законом Максвелла (см. § 8.3). В такой плазме за счет «хвоста» в распределении Максвелла существуют ядра, энергии которых достаточно для преодоления кулоновского барьера отталкивания;

§ просачивание через потенциальный барьер (туннельный эффект).

Реакции синтеза являются экзотермическими, причем удельное (на единицу массы) выделение энергии в них существенно выше, чем в реакциях деления.

Реакции синтеза — основа звездной энергетики. На относительно «негорячих» звездах, примером которых может служить наше Солнце, реакция синтеза идет по следующим этапам:

Полупериод всех этих превращений, т.е. время за которое половина исходного количества водорода превращается в гелий, равен 10¹⁰ лет.

На других более ярких и горячих звездах тот же процесс синтеза гелия из водорода идет через рад промежуточных этапов и более быстро.

В земных условиях реакция синтеза ядер дейтерия и трития

МэВ.

осуществлена в термоядерной (водородной) бомбе.

Эта реакция неуправляемая. Для осуществления управляемых термоядерных реакций необходимо преодолеть ряд трудностей.

Основная проблема на пути создания промышленных термоядерных реакторов — это проблема удержания горючей плазмы в некотором объеме без соприкосновения со стенками камеры. Известны два способа удержания плазмы: инерционный и магнитный. Инерционный состоит в очень быстром нагреве плотного газа, при этом в образовавшейся плазме реакция синтеза успевает пройти раньше, чем она успевает разлететься. Такой способ осуществлен в водородной бомбе. Однако, как уже отмечалось, здесь термоядерная реакция неуправляема. Для получения управляемых ядерных реакций используют разогрев вещества пучком высокоэнергетических частиц или лазерными импульсами большой мощности.

Магнитный способ удержания плазмы основан на создании магнитных полей особой конфигурации, препятствующей вылету заряженных частиц за пределы зоны реакции. Особенно перспективны магнитные поля в виде тороида, которые созданы в термоядерных установках типа ТОКАМАК. В таких установках траектория частицы — это спираль, навитая на магнитную силовую линию.

К сожалению, плазма неустойчива — спустя некоторое время плазменный шнур разрывается или разлетается. Поэтому в настоящее время основная проблема — увеличение времени удержания плазма. Чтобы производство энергии в термоядерных установках превысило ее затраты, должен выполняться критерий Лоусона

nt ³ 10¹⁴ см^-3с,

где n — число ядер в 1 см³; t — время удержания плазмы.

В настоящее время ближе всего к критерию Лоусона подходит установка типа ТОКАМАК. Предполагается, что уже в ближайшее время удастся построить термоядерный реактор с положительным энергетическим выходом.

Поиск по сайту: