Д.В. Сивухин - Общий курс физики. Том 5. Атомная и ядерная физика (1121281), страница 162
Текст из файла (страница 162)
Р е ш е н не. Предположим, что каждый нейтрон, возникающий при спонтанном делении ядра урана, поглощается ядром того же урана с образованием плутония. Как при всяком радиоактивном равновесии, искомая доля плутония 1др„/Д'о найдется из требования, чтобы число распадающихся в единицу времени при спонтанном делении ядер урана было равно числу распадающихся за то же время ядер плутония. Это дает 1У „71У = 7*Н 7тД 10 ,О ,,Г е Ш В действительно встречающихся рудах отношение чиода атомов плугония к числу атомов руды примерно на два порядка меныпе приведенного значения. Причина расхождения заключается в том, что Д о ( Нр„д„„ а главное в том, что большая часть нейтронов, возникающих при спонтанном делении ядер урана, поглощается ядрами других веществ руды, а также уходит наружу. Кроме того, не всякий нейтрон, поглощенный ядром урана, вызывает деление. 3 95.
Цепная реакция и ядерные реакторы 1. При делении тяжелых ядер освобождается энергия, равная в среднем около 200 МэВ на каждое делящееся ядро (см. 3 93). Эта величина в сотни миллионов и миллиарды раз превосходит энергию, освобождающуюся в единичном акте химических реакций (последняя величина в лучшем случае составляет несколько электронвольт, а обычно десятые и даже сотые доли электронвольта). Энергия, освобождающаяся при делении атомных ядер, называется ядерной или атомной энергией. Ее получение в больших макроскопических количествах производится в ядерных реакторах. Теория ядерных реакторов, включающая наряду с физическими множество технических проблем, весьма обширна и сложна.
Из этой теории в общем курсе физики, понятно, можно затронуть только немногие принципиальные вопросы чисто физического порядка. Вещесгва, используемые в ядерных реакторах для осуществления ядерных реакций деления, называются ядерным гпопливом. В природе в естественном состоянии встречается только одно ядерное топливо уран. Естественный уран содержит примерно 0,7% изотопа зззП. Собственно, изогоп ~з~1э' и является лдеряым горючим, поддерживающим реакцию ядерного деления. В естественном уране почги 99,3% составляет изотоп ззгБ.
Он, а также зззТЬ являются сырьевыми материалами, из которых искусственно получаются делящиеся изотопы зздРп и гззВ, являющиеся также ядерным горючим. Но эти изотопы в естественном й 95) Цепн л реакция и ядерные. реакторы 637 состоянии в природе не встречаются. Плутоний-239 получается в реак- ции (94.2), а уран-233 — в реакции ггэгоТЬ(п, 7)гззТЬ вЂ” э аг эРа — + гззгП вЂ” — ч . (95.1) гг,« ' гт,«дне " ЦО.ГО« . Высшие трансураны — америций, кюрий, берклий, кэлифорний, ввиду трудности и дороговизны их получения, не могут быть использованы для освобождения ядерной энергии в больших количествах.
ОсновнУю Роль в ЯдеРной энеРгетике игРают ЯдРа изотопов аэг«11, гз«Рп, зэк«11, содержащие нечетное число нейтронов, так как они делятся нейтронами любых энергий, в том числе и тепловыми. Под тепловыми понимают нейтроны, энергия которых порядка кТ. При комнатной температуре (300 К) ЬТ 4,14 10 ы эрг 0,026 эВ. При таких малых энергиях сечение деления пропорционально 1/и, где и — скорость нейтрона. Если энергия нейтрона 3 > 1 МэВ, то такие нейтроны называются быстрыми. 11дра гз" П и аоаТЬ медленными ней гронами не делятся, а делятся только быстрыми нейтронами. Важнейшей величиной, характеризующей делящееся ядро, является среднее число вторичных нейтронов и, вылетающих при делении одного ядра.
Дружи величина г1 характеризует уже не отдельное ядро, а однородную среду из одинаковых ядер, причем размеры среды достаточно велики (в пределе бесконечно велики). Это есть среднее число вторичных нейтронов, приходящееся на единичный акт захвата нейтрона ядром. Числа р и и не совпадают между собой, так как нейтроны в среде вызывают не только деление ядер, но также захватываются последними, не производя деления, но испуская 7-кванты, т.е. вступают в реакцию радиационного захвата (и, у).
(Упругое рассеяние нейтронов на ядрах в размножении числа нейтронов непосредственной роли не играет.) Пусть в,ье — сечение деления, а ов — сечение радиационного захвата. Тогда средняя доля ядер, способных к делению и фактически испытавших последнее, бУДет а„1/(а,у + ват). СРеднее число испущенных вторичных нейтронов, приходящееся на один акт захвата нейтрона способным к делению ядром, будет ц=р (95.2) а г+ а Все величины, входящие в эту формулу, зависят от энергии нейтронов, так что сама формула относится только к моноэнергетическим нейтронам.
В табл. 16 приведены значения р и «1 для ядер, делящихся тепловыми и быстрыми нейтронами. В области не слишком больших возбуждений ядра (й ~ 10 МэВ) при возрастании энергии возбуждения на 1 МэВ число и увеличивается примерно на 0,11. 2. Из табл, 16 видно, что и > 1 (и притом заметно больше единицы).
Это есть необходимое (но недостаточное) условие для осуществления цепной ядерной реакции делен л атомных ядер. Термин «цепная реакцияь заимствован из химии. Под цепной понимают такую реакцию, в которой воспроизводится, и притом в большем количестве, одно из Нейтроны и деление агпомн х ядер исходных реагирующих веществ, которое вновь вступает в такую же реакцию. В результате это вещество снова воспроизводится, но в еще большем количестве.
Таблица 16 В цепной ядерной реакции деления атомных ядер воспроизводятся нейтроны. Приведем идеализированный пример такой реакции. Пусть тело достаточно больших размеров (что считается достаточно большим, выяснится само собой в ходе изложения) состоит из чистого урана-235. Допусгим, что н результате спонтанного деления или под действием космических лучей в теле появился нейтрон. Отвлекаясь от всех усложняющих обстоятельств, примем для простоты, что каждый нейтрон рано или поздно захватывается одним нз ядер зев П и вызывает деление последнего с возникновением двух новых нейтронов, которые мы будем называгь нейтронами первого поколеяил. Эти дна нейтрона в свою очередь вызовут деление двух ядер; в результате появятся четыре нейтрона второго поколения. На смену четырем нейтронам второго поколения придут 2з = 8 нейтронов третьего поколения, н т.
д. Число нейтронов и-го поколения будет экспоненциально нарастать со временем. Среднее время жизни одного поколения нейтронов в уране-235 порядка 10 ~ — 10 з с. Возьмем для примера завышенное значение 10 т с. Тогда уже через время 10 ~ с после начала реакции появятся нейтроны сотого поколения в количестве Хио = 2ш~ = 1,27 10зе. Всего за это время произойдет 1+ 2+ 2 +... + 2'ее 2~ш 2,54 10ве ядерных деленийсвыделениемэнергии200 2,54 10во 5 10вз МэВ 8 10зе эрг.
Это вызовет колоссальный взрыв, средняя мощность которого равна около 8 . 10з~ эрг7с. Для сравнения заметим, что полная моп1ность излучения Солнца составляет 3,8. 10ав зрг/с. Масса всех ядер урана- 235, претерпевших деление за рассматриваемое время, будет 235 1,68 х х 10 ы.2,54 10зе 10" г 10ь кг = 10 т. Поэтому, чтобы рассматриваемый взрыв мог произойти реально и реакция деления к рассматриваемому моменту времени не затухла, начальное количество делящегося вещества должно быть заметно больше 10в т. В земных условиях приведенные числа нереальны.
Однако проведенные вычисления могут служить хорошим примером для уяснения принципа действия атомной бомбы. 3. Цепная реакция деления и есть основной процесс, который идет в ядерных реакторах. Обьем, занимаемый делящимся веществом, называется активной, зоной реактора. Цепная реакция практически осу- 3 95) Цепная реакция и ядерные. реакшоры ществляется на так называемом обогащенном уране. Как уже было сказано, основную массу естественного урана составляет изотоп 23311 (99,3%), а изотоп ~351э' содержится в нем в количестве примерно 0,7%. В обогащенном уране содержание изотопа 23511 доводится до 2 — 5%. Обогащение естественного урана производится путем разделения изопюпов. Это очень длительный и дорогостоящий процесс. Его практически невозможно осуществить химическими методами, так как химические свойства изотопов ~351э' и ~3~11 почти одинаковы.
Приходится применять различные физические методы, использующие небольшое различие масс атомов подлежащих разделению изотопов. К таким методам в случае тяжелых элементов относятся главным образом газовал диффузия через пористые перегородки, термодиффузил, центр22фугирооа22ие, элеюпромагиитт2ый метод разделения иэотпопое. Изотоп 235П, добавляемый к естественному урану, может быть заменен плутонием-239 или ураном-233, свойства которых по отношению к реакции деления аналогичны свойствам урана-235.
Для смеси изотопов, заполняющей активную зону, сохраняет смысл введенный выше коэффициент 21, как среднее число вторичных нейтронов деления, приходящееся на один нейтрон, поглощенный смесью. Но формула (95.2), разумеется, в этом случае неприменима. Если делящимся является только один изотоп в смеси, то она должна быть заменена на иокб и= —— (95.3) где о,у сечение деления, а о„, полное сечение захвата нейтрона всеми компонентами смеси. Так, сечение деления урана-235 на тепловых (2351 (235) нейтронах оя = 582 бари, сечения радиационного захвата оя = 100 бари,о„ = 2,73 бари. Так как в естественном уране на один атом урана-235 приходится 140 атомов урана-238, то полное сечение для естественного урана на тепловых нейтронах будет ~235~ + 1235~ + 140 о~233~ = р06.1 бари. Для тепловых нейтронов и = 2,42 (см.
табл. 16). Поэтому для есте- ственного урана и тепловых нейтронов и = " = 1,32. "У О 2 Важнейшей величиной, характеризующей активную зону реактора, является коэффициент раям нентронов й. Это есть отношение общего числа нейтронов в каком-либо поколении к породившему их общему числу нейтронов в предыдущем поколении. Таким образом, если в первом поколении было %2 нейтронов, то их число в и-м поколении будет Х„= айги При й = 1 реакция деления стационарно, т.е. число нейтронов во всех поколениях одинаково размножения нейтронов нет.
Соответствующее состояние реактора называется критическим. При й > 1 [Гл. Х!Н Нейтроны и давление аепомн х ядер 640 число Л'н растет с увеличением и — такое состояние называется надкритическим. При й ( 1 число Х„убывает с увеличением л — такое состояние называют подкритическим. В предельном идеальном случае, когда реактор состоит из одной только активной зоны, причем последняя бесконечно велика, коэффициент размножения нейтронов снабжают индексом оо, т.е. обозначают через й . Очевидно, коэффициент й является характеристикой только среды, заполняющей активную зону, и не имеет никакого отношения к устройству реактора, От каких же параметров зависит коэффициент размножения нейтронов? Если бы активная зона состояла только из одного делящегося изотопа (например, урана-235), то было бы й, = и. В случае реального реактора это не так.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
