Атомная энергетика
ядер урана. Несколько позже, в 1940г. советские физики
К.А.Петржак и Г.И. Флеров обнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление
ядер урана. При спонтанном делении и делении, вызванном нейтронами, как
правило, образуется асимметричные осколки, отношение масс которых примерно
равно 3:2.
При реакции деления выделяется очень большая энергия. Энергия деления
высвобождается в виде кинетической энергии ядер-осколков, кинетической
энергии испускаемых ядрами-осколками электронов, гамма-квантов, нейтрино,
нейтронов.
Основная часть энергии деления приходится на энергию ядер-осколков,
поскольку под действием кулоновских сил отталкивания они приобретают
большую кинетическую энергию. Основная часть энергии деления выделяется в
виде кинетической энергии ядер-осколков.
Замечательным и чрезвычайно важным свойством реакции деления является
то, что в результате деления образуется несколько нейтронов. Это
обстоятельство позволяет создать условия для поддержания стационарной или
развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Действительно, если в
среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то
образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определенной
вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующих
условиях к развитию неконтролируемого процесса деления. Число вторичных
нейтронов не постоянно для всех тяжелых ядер и зависит как от энергии
вызвавшего деление нейтрона, так и от свойств ядра-мишени. Среди нейтронов
деления, кроме так называемых мгновенных нейтронов, испускаемых за 10-15 с
после процесса деления, есть также и запаздывающие нейтроны. Они
испускаются в течение нескольких минут с постепенно убывающей
интенсивностью. Мгновенные нейтроны составляют более 99% полного числа
нейтронов деления, а их энергия заключена в широком диапазоне: от тепловой
энергии и до энергии приблизительно равной 10 МэВ.
Запаздывающие нейтроны испускаются возбужденными ядрами образующихся
после бета-распада продуктов деления - ядер-предшественников. Поскольку
испускание нуклонов возбужденным ядром происходит мгновенно, то во время
испускания запаздывающего нейтрона после акта деления будет определяться
постоянной распада ядра-предшественника.
Кинетическая энергия запаздывающих нейтронов значительно меньше
энергии мгновенных нейтронов и составляет 0,25-0,1 МэВ. Хотя доля
запаздывающих нейтронов относительно невелика, они играют очень важную
роль в управлении ядерными реакторами.
2 Продукты деления.
В результате деления тяжелых ядер образуются, как правило, два ядра-
осколка с различной массой. В среднем отношение масс легких и тяжелых
осколков равно 2:3. Как правило, ядра-осколки имеют большой избыток
нейтронов и поэтому неустойчивы относительно бета-распада. Массовые числа А
продуктов деления меняются от 72 до 161, а атомные номера от 30 до 65.
Вероятность симметричного деления на два осколка с приблизительно равными
массами составляет всего 0,04%. Доля симметричного деления возрастает по
мере увеличения энергии первичного нейтрона, вызывающего деление атомного
ядра.
3 Взаимодействие нейтронов с атомными ядрами.
Различные частицы (нейтроны, протоны, электроны, гамма-кванты и т.д.)
могут взаимодействовать с атомными ядрами. Характер взаимодействия зависит
от энергии частиц, их типа и свойств атомного ядра. Для оценки вероятности
взаимодействия вводится величина, называемая микроскопическим сечением
взаимодействия. Физический смысл ее состоит в следующем. Пусть пучок
нейтронов интенсивностью No падает на мишень, состоящую из одного слоя
ядер. Число ядер на единице поверхности равно М. Предположим, что при
прохождении пучка через такой слой часть нейтронов поглотиться в нем и
через слой прошло N`. Тогда вероятность взаимодействия одного нейтрона с
одним атомным ядром:
(= No-N`
NoM
Это и есть микроскопическое сечение, представляющее собой эффективную
площадь поперечного сечения атомного ядра, попав в которое налетающая
частица вызывает ядерную реакцию или испытывает рассеяние.
В процессе экспериментальных исследований энергетической зависимости
сечения взаимодействующих частиц и различных атомных ядер было обнаружено,
что при определенных энергиях значения сечений резко возрастают, а при
дальнейшем увеличении энергии снова уменьшаются. Это явление называется
резонансом.
В практике реакторостроения нейтроны по энергии принято делить на
следующие группы: быстрые нейтроны с энергией 0,10-10 МэВ, тепловые
нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии с ядрами среды и имеющие
энергию 0,005-0,2 эВ, и промежуточные. Промежуточные подразделяются на
резонансные (2-102 эВ) и надтепловые (0,2-2 эВ).
При взаимодействии нейтрона и ядер могут протекать следующие реакции:
упругое рассеяние, неупругое рассеяние, радиационный захват, деление.
Вероятность протекания определенной реакции характеризуется
микроскопическими сечениями. В зависимости от энергии нейтрона сечения
могут изменяться. Так, в области быстрых нейтронов сечение радиационного
захвата примерно в 100 раз меньше сечения захвата тепловых нейтронов.
Сечение упругого рассеяния, как правило, почти постоянное для энергии выше
1 эВ.
Наряду с микроскопическими сечениями на практике используются также
макроскопические сечения, под которыми понимают вероятность взаимодействия
частицы в единице объема вещества. Если в единице объема число ядер
определенного типа есть N, то макроскопическое сечение = микроскопическое
сечение (=(N. Как и микроскопическое, макроскопическое сечение также
характеризует определенный тип ядерной реакции.
5 ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ.
При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов.
Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда
нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут
вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда
такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс
деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при
последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.
Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно,
необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон,
при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго
тяжелого ядра.
Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и
поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.
Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при
определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой
энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп U235,
доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.
Хотя U238 и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ,
однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в
естественном уране не возможна из-за высокой вероятности неупругого
взаимодействия ядер U238 с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов
становится ниже пороговой энергии деления ядер U238.
Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного
поглощения в U238, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий
в результате столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами U235,
Pu239, U233, сечение деления которых существенно увеличивается с
уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы
с малым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит,
бериллий и др.).
Для характеристики цепной реакции деления используется величина,
называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов
определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для
стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор),
в которой К=1, называется критической. Если К>1, число нейтронов в системе
увеличивается, и она в этом случае называется надкритической. При К<1
происходит уменьшение числа нейтронов, и система называется подкритической.
В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно
числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его
пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они
образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который
характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой
точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей
замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые
входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений
происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется
реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не
превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при
поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых
нейтронах.
В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным
топливом находится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося
большим сечением рассеяния и малым сечением поглощения.
Активная зона реактора практически всегда, за исключением специ
| |  скачать работу |
Атомная энергетика |
