Л.К. Мартинсок, Е.В. Смирнов - Квантовая физика (1023618), страница 67
Текст из файла (страница 67)
Например, Ю для шара радиуса л отношение объема к поверхности равно —. 3 Следовательно, с увеличением )г доля вылетающих из активной зоны нейтронов уменьшается. Характерный размер активной зоны, при котором коэффициент размножения становится равным единице, называется критическим размером, а масса делящегося вещества в активной зоне таких размеров называется критической массой.
При массе делящегося вещества меньше критической цепная реакция не протекает. Наоборот, превышение критической массы ведет к неуправляемой цепной реакции деления в виде ядерного взрыва. Для 92Пв активной зоне сферической формы й„р =10 ем, а М„р = 50 кг. Считается, что с помощью специальных оболочек, отражающих нейтроны, эту критическую массу можно уменьшить до 250 г. Ядерный взрыв в атомных бомбах был впервые осуществлен в США в 1945 г., а в СССР в 1949 г.
В качестве делящегося материала в этих бомбах использовались изотопы урана з2Пи плутония ~~~ ри. До взрыва активный материал в таких бомбах находился в подкритическом состоянии в виде нескольких кусков, каждый массой, меньшей М„. Переход в надкритическое состояние осуществлялся быстрым сближением этих кусков с использованием 6 химического взрыва, при котором развивалось высокое (= 10 атм) давление, способствующее сближению кусков и образованию массы делящегося материала больше критической. Ядерная "взрывчатка" оказалась в миллионы раз эффективнее химической. В результате большого энерговыделения в центре бомбы развивались огромная температура (=10 К) и давление 8 12 (= 10 атм).
Ядерный реактор. Условия для протекания управляемой цепной реакции деления (й = 1) реализуются в ядерных (атомных) реакторах. Рассмотрим принцип работы ядерного реактора на медленных нейтронах. В таком реакторе управляемая цепная ядерная реакция деления может протекать в природном или в слабо обогащенном изотопом 92П уране, что достигается введением в реактор специ- 235 ального вещества, которое называется замедлителем.
Это вещество слабо поглощает нейтроны, но их энергия существенно уменьшается в результате соударений с ядрами замедлителя. Необходимость замедления нейтронов обусловлена значительным увеличением эффективного сечения деления ядер урана 1) 235 и уменьшением сечения захвата ядрами урана 1) при снижении энергии нейтрона. Наиболее благоприятным отношение этих сечений оказывается для тепловых нейтронов. Так называют нейтро- иы, обладающие энергиями порядка ЙТ, сравнимыми со средней энергией теплового движения атомов или молекул активной среды.
Для комнатной температуры эта энергия составляет 0,025 эВ. В ядерных реакторах температура среды может значительно превышать комнатную. Поэтому к тепловым нейтронам относят обычно медленные нейтроны с энергией до 0,5 эВ. Эксперименты показывают, что для тепловых нейтронов эф- 235 фективное сечение деления ядер 11 составляет сг = 582 барна, а 238 эффективное сечение захвата ядрами 1) значительно меньше и равно и = 2,73 барца. Поэтому, хотя в природном уране нейтрон 238 235 сталкивается с ядрами 11 в 140 раз чаще, чем с ядрами 1), вероятность радиационного захвата оказывается меньше вероятно- 235 сти реакции деления ядер 13.
Для тепловых нейтронов в природном необогащенном уране коэффициент размножения я = 1,32, т. е. /с > 1. Это означает, что 100 тепловых нейтронов порождают 132 новых нейтрона. Отсюда следует, что проведение реакции деления в природном уране возможно в случае замедления вторичных нейтронов до тепловых энергий. В качестве замедлнтелей нейтронов используются водород, бериллий и углерод. На практике твердыми замедлнтелями являются графит и бериллий, а жидким — тяжелая вода. Уменьшение кинетической энергии нейтрона от 1 МэВ до 0,5 эВ в замедлителе происходит в результате многократных (около 50) соударений нейтрона с ядрами атомов замедлителя. Активная зона реактора, состоящая из однородной смеси делящегося вещества и замедлителя, называется гомогенной, а система, состоящая из чередующихся твердых блоков ядерного топлива и замедлнтеля, — гетерогенной.
В гомогеииом реакиоре тяжелая вода и слабо обогащенный делящийся материал перемешаны и составляют жидкую смесь. Такой раствор, или суспензия, заполняет емкость нз коррозионностойкой (нержавеющей) стали, окруженную защитным материалом, и циркулирует через теплообменник, где нагревает и испаряет воду в системе с паровой турбиной. Наиболее распространенным гетерогенным реактором является уран-графнтовый реактор, в котором блоки урана и графита чеРедуются, образуя в пространстве правильную решетку.
Урановый блок представляет собой кассету-стержень. Поскольку ядерная энергия выделяется именно в этих стержнях, их называют тепло- выделяющими элементами. Активную зону обычно окружают отражателем нейтронов и заключают в стальной кожух (рис. 7.13). Аварийные Блок топлива Управля стер 3аыедлитель нейтронов Отражатель нейтронов Рис.
7.13. Основные элементы гетерогенного уран-графитового реактора Отвод теплоты реакции из активной зоны осуществляется теплоносителем, омывающим тепловыделяющий элемент. В качества теплоносителя используются газы, жидкости и жидкие металлы. Стационарный критический режим в реакторе регулируется управляющими стержнями. Эти стержни выполнены из материалов, сильно поглощающих нейтроны (кадмий, бор). С помощью автоматической регулирующей аппаратуры, в которой используется индикатор мощности реактора, управляющие стержни вводятся в активную зону реактора или выводятся из нее для поддержания коэффициента размножения к = 1. Управление работой реактора значительно облегчается тем, что около 0,7 % вторичных нейтронов испускаются с запаздыванием, которое в среднем составляет 10 с.
В случае внештатного режима, когда уровень мощности реактора достигает критического значения, аварийные стержни, поглощающие нейтроны, автоматически сбрасываются в зону реактора. Разработаны и функционируют также ядерные реакторы на быстрьп нейтронах. В таких реакторах отсутствует замедлитель нейтронов, и основная часть делений вызывается нейтронами с энергией, большей 10 кэВ.
Однако такие реакторы могут работать только на обогащенном уране. В природном уране цепная ядерная реакция деления протекать не может. Практически оказывается, что реакцию деления с использованием быстрых нейтронов можно поддерживать 450 лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15 % изотопа Я 1). В реакторах на быстрых нейтронах к теплоносителю предъявляется дополнительное требование наименьшего замедления нейтронов. Поэтому в таких реакторах, как правило, в качестве теплоносителя используются жидкие металлы (натрий, калий).
Отметим, что под действием нейтронов кроме ядер изотопа ~~~() делятся также ядра плутония ~ро и изотопа урана зг(). гзз Эти делящиеся материалы получают в реакторах-размножителях. В таких реакторах получают не только полезную мощность, но и новое ядерное топливо, причем в количестве, даже превышающем потребляемое ядерное "горючее". Для этого используются нейтронные потоки из активной зоны реактора. В реакторе-размножителе активная зона окружена слоем неделящегося вещества. В качестве такого вещества можно использовать природный уран. В этой оболочке ядра ~эг 1), захватывая нейтроны, превращаются в делящиеся ядра з4Ри в соответствии со схемой (7.36).
В оболочке из природного тория эоТЬ после загзг хвата нейтронов появляются делящиеся ядра ог1) . гзз Первый уран-графитовый реактор был построен в декабре 1942 г. в США под руководством Э. Ферми. Первый европейский реактор такого же типа был создан в декабре 1946 г. в Москве под руководством И.В. Курчатова. В 1954 г. под руководством Н.А. Доллежаля в СССР (г.
Обнинск) была введена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция (АЭС), электрическая мощность которой составляла 5 МВт. В конце ХХ в. в мире работало уже свыше тысячи энергетических ядерных реакторов различного типа, а доля АЭС в общем энергетическом балансе развитых стран достигала 45 %. Ядерный реактор является также производителем радиоактивных изотопов.
Прежде всего сами продукты деления ядер представляют собой весьма мало распространенные в природе изотопы (например, изотоп 4оУх). Кроме того, радиоактивные изотопы 95 можно получать путем нейтронного облучения элементов, помещенных в активную зону реактора. (Так получают, например, изотоп ггСо.) 451 Радиоактивные изотопы нашли широкое применение в науке и технике. Они используются для контроля качества литых и сварных изделий, для определения толщины металлического или пластмассового листа в процессе прокатки, для стериализации пищевых продуктов, полимеризации пластмасс, для обнаружения утечки в трубопроводах и др. Энергия, выделяющаяся в процессе радиоактивного распада, может быть преобразована в другие виды энергии. В специальных световых источниках люминесценции возбуждается радиоактивным излучением.
Созданы устройства прямого преобразования энергии излучения в электрическую энергию, мощность которых достигает нескольких киловатт. Такие источники применяются в труднодоступных районах Земли и в космосе. Их можно использовать для питания передающих устройств метеорологических станций, радиомаяков, оборудования на спутниках, а также в биологических экспериментах с искусственным сердцем и др. Использование радиоактивных изотопов в медицине основано на избирательном накоплении определенных химических веществ в определенных органах тела. Если в состав таких химических соединений ввести радиоактивные ядра, то они могут быть сконцентрированы для облучения различных внутренних органов. Радиоактивные меченые атомы можно использовать для прослеживания путей атомов в биологических процессах и для изучения процессов белкового обмена.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
