Ядерные иследования
чительное кол-во ещё одного расщепляющегося
изотопа- 239Pu. Плутоний получается в результате цепочки реакций
238U + n ([pic])239U ([pic])239Np
([pic])239Pu,
где [pic] означает излучение фотона, а [pic]-[pic]- распад по схеме
Z
(Z+1)+e +v.
Здесь Z определяет заряд ядра, так что при распаде происходит к следующему
элементу таблицы Менделеева с тем же А, е- электрон и v-электронное
антинейтрино. Необходимо отметить также, что изотопы А1, А2, получающиеся
в процессе деления, как правило, являются радиоактивными с временами
полураспада от года до сотен тысяч лет, так что отходы атомных
электростанций, представляющие собой выгоревшее топливо, очень опасны и
требуют специальных мер для хранения. Здесь возникает проблема
геологического хранения, которое должно обеспечить надёжность на миллионы
лет вперёд. Несмотря на очевидную пользу атомной энергетики, основанной на
работе ядерных реакторов в критическом режиме, она имеет и серьезные
недостатки. Это, во-первых, риск аварий, аналогичных Чернобыльской, и, во-
вторых, проблема радиоактивных отходов. Предложение использовать для
атомной энергетики реакторы, работающие в подкритическом режиме, полностью
разрешает первую проблему и в значительной степени облегчает решение
второй.
Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии.
Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный
коэффициент размножения нейтронов kэф немного меньше единицы. Облучим это
устройство постоянным внешним потоком нейтронов N0. Тогда каждый нейтрон
(за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в kэф) вызовет
деление, которое даст дополнительный поток N0k2эф. Каждый нейтрон из этого
числа снова произведёт в среднем kэф нейтронов, что даст дополнительный
поток N0kэф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих
процессы деления, оказывается равным
N = N0 ( 1 + kэф + k2эф + k3эф + ...) =
N0[pic]kn эф .
Если kэф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением
критического поведения процесса в этом случае. Если же kэф < 1, ряд
благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем
[pic]
Выделение энергии в единицу времени ( мощность ) тогда определяется
выделением энергии в процессе деления,
[pic]
где к <1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших
деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции
установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В
примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток
нейтронов N0. Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно
интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой
мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при
столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до
энергии 1ГэВ ( 109 эВ ), производит в результате развития ядерного каскада
в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон
-вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых
нейтронах. Удобно представить поток нейтронов через ток ускорителя
[pic]
где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы
выражаем энергию в электрон-вольт, это значит, что мы берём представление Е
= еV, где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько
вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом
предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии [pic] в виде
[pic]
Наконец удобно представить мощность установки в виде
[pic]
где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по
известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P0 = VI, а R0 в
предыдущей формуле есть коэффициент для kэф = 0,98,что обеспечивает
надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для
энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем [pic]. Мы получили коэффициент
усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей
формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери
энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения
реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность
ускорителя rу и КПД тепловой электростанции rэ. Тогда R=ryrэR0.
Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном
проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ ry = 0,43. Эффективность
производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный
коэффициент усиления R = ry rэ R0 = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо,
потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для
поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при
включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции
не существует.
Принцип построения атомной энергетики.
Как известно, все в мире состоит из молекул, которые
представляют собой сложные комплексы взаимодейст-
вующих атомов. Молекулы - это наименьшие частицы
вещества, сохраняющие его свойства. В состав молекул
входят атомы различных химических элементов.
Химические элементы состоят из атомов одного типа.
Атом, мельчайшая частица химического элемента, сос-
тоит из "тяжелого" ядра и вращающихсявокруг электро-
нов.
Ядра атомов образованы совокупностью положительно
заряженных протонов и нейтральных нейтронов.
Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются
в ядрахкороткодействующими силами притяжения,
возникающими за счет обменов мезонами,
частицами меньшей массы.
Ядро элемента X обозначают как или X-A, например уран U-235 -
,
где Z - заряд ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра,
A - массовое число ядра, равное
суммарному числу протонов и нейтронов.
Ядра элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов
называются изотопами (например, уран
имеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var - изобарами.
Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и
одиночные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать
автономно вне ядерных структур. Такие ядра или иначе элементарные частицы,
двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка
поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят
участвовать в реакции. При этом частицы могут захватываться ядрами, либо
после столкновения - менять направление движения, отдавать ядру часть
кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными
реакциями. Реакция без проникновения внуть ядра называется упругим
рассеянием.
После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоянии.
"Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими способами - испустить
какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две неравные
части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата,
неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона
или альфа-частицы.
Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет
вид потоков гамма-квантов.
Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции
данного типа.
Деление тяжелых ядер происходит при захвате
нейтронов. При этом испускаются новые частицы
и освобождается энергия связи ядра, передаваемая
осколкам деления. Это фундаментальное явление
было открыто в конце 30-ых годов немецкими уче-
ными Ганом и Штрасманом, что заложило основу
для практического использования ядерной энергии.
Ядра тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно
поглощают тепловые нейтроны. После акта захвата нейтрона, тяжелое ядро с
вероятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые
осколками или продуктами деления. При этом испускаются - быстрые нейтроны/
(в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно
заряженные бета-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в
ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и
других частиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение
составляющих вещество атомов и молекул, т.е. на разогревание окружающего
вещества.
После акта деления ядер рожденные при делении осколки ядер, будучи
нестабильными, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений
и с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое
число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны некоторые осколки
обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны.
Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется
самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением
ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя,
размещенных в защитном корпусе.Активная зона содержит ядерное топливо в
виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные
элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены
в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.
Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает
тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается
по контуру циркуляции за счет работы насос
| |  скачать работу |
Ядерные иследования |
