Мартинсон Л.К., Смирнов Е.В. Квантовая физика (1185135), страница 67
Текст из файла (страница 67)
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 чз() в активной зоне сферической формы й„~ =10 ем, а М„= 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 ~Д()н плутония ~ч~~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 б 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 ~г (= 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 чу() уране, что достигается введением в реактор специального 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) н 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 кТ, 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 1) составляет гг, = 582 барна, а 238 эффективное сечение захвата ядрами 13 значительно меньше и равно о = 2,73 барна.
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 Для тепловых нейтронов в природном необогащенном уране коэффициент размножения й = 1,32, т.
е. 1с > 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 замедлителей нейтронов используются водород, бериллий и углерод. На практике твердыми замедлителями 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 замедлнтеля, называется гомогенной, а система, состоящая из чередующихся твердых блоков ядерного топлива и замедлителя, — гетерогенной. В гомогенном реакторе тяжелая вода н слабо обогащенный делящийся материал перемешаны н составляют жидкую смесь. Такой раствор, или суспензия, заполняет емкость из коррозионностойкой (нержавеющей) стали, окруженную защитным материалом, и циркулирует через теплообменник, где нагревает и испаряет воду в системе с паровой турбиной.
Наиболее распространенным гетерогенны.ч 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). Блок топлива У правая стер Замедлитель 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 жидкиеметаллы. Стационарный критический режим в реакторе регулируется управляющими стержнями. Эти стержни выполнены из материалов, сильно поглощающих нейтроны (кадмнй, 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 реаклюры 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 У.
В реакторах на быстрых нейтронах к теплоносителю предьявляется 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 920 делятся также ядра плутония 94Ри и изотопа урана 9~ ). 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 нз активной зоны реактора.
В реакторе-размножителе активная зона окружена слоем неделящегося вещества. В качестве такого вещества можно использовать природный уран. В этой оболочке ядра ~921), захватывая нейтроны, превращаются в делящиеся ядра 94Ри в соответствии со схемой (7.3б). В оболочке из природного торил 9оТп после захвата нейтронов появляются делящиеся ядра 92 1) . 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 4оЕг). Кроме того, радиоактивные изотопы 95 можно получать пугем нейтронного облучения элементов, помещенных в активную зону реактора. (Так получают, например, изотоп зтСО.) 451 Радиоактивные изотопы нашли широкое применение в науке н 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 люминесценция 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. Во всех опытах с радиоактивными изотопами необходимо соблюдать строгие меры радиационной безопасности, обеспечивая эффективную защиту персонала и специальные меры защиты при утилизации отработанных радиоактивных материалов. Термоядерная реакция.
Как уже указывалось в 7.1, ядерная энергия может высвобождаться также при слиянии легких ядер с образованием более тяжелого ядра. Одной из возможных реакций синтеза легких ядер является ядерная реакция, которая может протекать в смеси из дейтерия и трития: ~~Н+ ~~Н + оп+ 2Не+17,6 МэВ. (7.37) Требующийся для этой реакции тритий может быть получен из лития: 1 +61 ЗН+4Н (7.38) 452 В реакции синтеза (7.37) энерговыделение в расчете на один иуклон, а значит и на единицу массы ядерного "горючего", в четыре с лишним раза больше, чем в реакции деления (7.35).
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
