Почему образуются нейтроны при делении ядер урана. Деление тяжелых ядер

Изучение взаимодействия нейтронов с веществом привело к открытию ядерных реакций нового типа. В 1939 г. О. Ган и Ф. Штрассман исследовали химические продукты, получающиеся при бомбардировке нейтронами ядер урана. Среди продуктов реакции был обнаружен барий - химический элемент с массой много меньше, чем масса урана. Задача была решена немецкими физиками Л. Мейтнерома и О. Фришем, показавшими, что при поглощении нейтронов ураном происходит деление ядра на два осколка:

где k > 1.

При делении ядра урана тепловой нейтрон с энергией ~ 0,1 эВ освобождает энергию ~ 200 МэВ. Существенным моментом является то, что этот процесс сопровождается появлением нейтронов, способных вызывать деление других ядер урана, – цепная реакция деления . Таким образом, один нейтрон может дать начало разветвленной цепи делений ядер, причем число ядер, участвующих в реакции деления будет экспоненциально возрастать. Открылись перспективы использования цепной реакции деления в двух направлениях :

· управляемая ядерная реакция деления – создание атомных реакторов;

· неуправляемая ядерная реакция деления – создание ядерного оружия.

В 1942 г. в США был построен первый ядерный реактор. В СССР первый реактор был запущен в 1946 г. В настоящее время тепловая и электрическая энергия вырабатывается в сотнях ядерных реакторов, работающих в различных странах мира.

Как видно из рис. 4.2, с ростом значения А удельная энергия связи увеличивается вплоть до А » 50. Это поведение можно объяснить сложением сил; энергия связи отдельного нуклона усиливается, если его притягивают не один или два, а несколько других нуклонов. Однако в элементах со значениями массового числа больше А » 50 удельная энергия связи постепенно уменьшается с ростом А. Это связано, с тем, что ядерные силы притяжения являются короткодействующими радиусом действия порядка размеров отдельного нуклона. За пределами этого радиуса преобладают силы электростатического отталкивания. Если два протона удаляются более чем на 2,5×10 - 15 м, то между ними преобладают силы кулоновского отталкивания, а не ядерного притяжения.

Следствием такого поведения удельной энергии связи в зависимости от А является существование двух процессов - синтеза и деления ядер . Рассмотрим взаимодействие электрона и протона. При образовании атома водорода высвобождается энергия 13,6 эВ и масса атома водорода оказы­вается на 13,6 эВ меньше суммы масс свободного электрона и протона. Аналогично, масса двух легких ядер превышает мaccу после их соединения на DМ . Если их соединить, то они сольются с выделением энергии DМс 2 . Этот процесс называется синтезом ядер . Разность масс может превышать 0,5 %.

Если расщепляется тяжелое ядро на два более легких ядра, то их масса будет меньше массы родительского ядра на 0,1 %. У тяжелых ядер существует тенденция к делению на два более легких ядра с выделением энергии . Энергия атомной бомбы и ядерного реактора представляет собой энергию , высвобождающуюся при делении ядер . Энергия водородной бомбы - это энергия, выделяющаяся при ядерном синтезе. Альфа-распад можно рассматривать как сильно асимметричное деление, при котором родительское ядро М расщепляется на маленькую альфа-частицу и большое остаточное ядро . Альфа-распад возможен, только если в реакции

масса М оказывается больше суммы масс и альфа-частицы. У всех ядер с Z > 82 (свинец) .При Z > 92 (уран) полупериоды альфа-распада оказываются значительно длиннее возраста Земли, и такие элементы не встречаются в природе. Однако их можно создать искусственно. Например, плутоний (Z = 94) можно получить из урана в ядерном реакторе. Эта процедура стала обычной и обходится всего в 15 долларов за 1 г. До сих пор удалось получить элементы вплоть до Z = 118, однако гораздо более дорогой ценой и, как правило, в ничтожных количествах. Можно надеяться, что радиохимики научатся получать, хотя и в небольших количествах, новые элементы сZ > 118.

Если бы массивное ядро урана удалось разделить на две группы нуклонов, то эти группы нуклонов перестроились бы в ядра с более сильной связью. В процессе перестройки выделилась бы энергия. Спонтанное деление ядер разрешено законом сохранения энергии. Однако потенциальный барьер в реакции деления у встречающихся в природе ядер настолько высок, что вероятность спонтанного деления оказывается много меньше вероятности альфа-распада. Период полураспада ядер 238 U относительно спонтанного деления составляет 8×10 15 лет. Это более чем в миллион раз превышает возраст Земли. Если нейтрон сталкивается с тяжелымядром, то оно может перейти на более высокий энергетический уровень вблизи вершины электростатического потенциального барьера, в результате возрастет вероятность деления. Ядро в возбужденном состоянии может обладать значительным моментом импульса и приобрести овальную форму. Участки на периферии ядра легче проникают сквозь барьер, поскольку они частично уже находятся за барьером. У ядра овальной формы роль барьера еще больше ослабляется. При захвате ядром или медленного нейтрона образуются состояния с очень короткими временами жизни относительно деления. Разность масс ядра урана и типичных продуктов деления такова, что в среднем при делении урана высвобождается энергия 200 МэВ. Масса покоя ядра урана 2,2×10 5 МэВ. В энергию превращается около 0,1 % этой массы, что равно отношению 200 МэВ к величине 2,2×10 5 МэВ.

Оценка энергии , освобождающейся при делении , может быть получена из формулы Вайцзеккера :

При делении ядра на два осколка изменяется поверхностная энергия и кулоновская энергия , причем поверхностная энергия увеличивается, а кулоновская энергия уменьшается. Деление возможно в том случае, когда энергия, высвобождающаяся при делении, Е > 0.

.

Здесь A 1 = A /2, Z 1 = Z /2. Отсюда получим, что деление энергетически выгодно, когда Z 2 /A > 17. Величина Z 2 /A называется параметром делимости . Энергия Е , освобождающаяся при делении, растет с увеличением Z 2 /A .

В процессе деления ядро изменяет форму - последовательно проходит черезследующие стадии (рис. 9.4): шар, эллипсоид, гантель, два грушевидных осколка, два сферических осколка.

После того как деление произошло, и осколки находятся друг от друга на расстоянии много большем их радиуса, потенциальную энергию осколков, определяемую кулоновским взаимодействием между ними, можно считать равной нулю.

Вследствие эволюции формы ядра, изменение его потенциальной энергии определяется изменением суммы поверхностной и кулоновской энергий . Предполагается, что объем ядра в процессе деформации остается неизменным. Поверхностная энергия при этом возрастает, так как увеличивается площадь поверхности ядра. Кулоновская энергия уменьшается, так как увеличивается среднее расстояние между нуклонами. В случае малых эллипсоидальных деформаций рост поверхностной энергии происходит быстрее, чем уменьшение кулоновской энергии.

В области тяжелых ядер сумма поверхностной и кулоновской энергий увеличивается с увеличением деформации. При малых эллипсоидальных деформациях рост поверхностной энергии препятствует дальнейшему изменению формы ядра, а следовательно и делению. Наличие потенциального барьера препятствует мгновенному самопроизвольному делению ядер. Для того чтобы ядро мгновенно разделилось, ему необходимо сообщить энергию, превышающую высоту барьера деления Н .

Высота барьера Н тем больше, чем меньше отношение кулоновской и поверхностной энергии в начальном ядре. Это отношение, в свою очередь, увеличивается с увеличением параметра делимости Z 2 /А. Чем тяжелее ядро, тем меньше высота барьера Н , так как параметр делимости увеличивается с ростом массового числа:

Более тяжелым ядрам, как правило, нужно сообщить меньшую энергию, чтобы вызвать деление. Из формулы Вайцзеккера следует, что высота барьера деления обращается в нуль при . Т.е. согласно капельной модели в природе должны отсутствовать ядра с , так как они практически мгновенно (за характерное ядерное время порядка 10 –22 с) самопроизвольно делятся. Существование атомных ядер с («остров стабильности ») объясняется оболочечной структурой атомных ядер. Самопроизвольное деление ядер с , для которых высота барьера Н не равна нулю, с точки зрения классической физики невозможно. С точки зрения квантовой механики такое деление возможно в результате прохождения осколков через потенциальный барьер и носит название спонтанного деления . Вероятность спонтанного деления растет с увеличением параметра делимости , т.е. с уменьшением высоты барьера деления.

Вынужденное деление ядер с может быть вызвано любыми частицами: фотонами, нейтронами, протонами, дейтронами, α-частицами и т.д., если энергия, которую они вносят в ядро, достаточна для преодоления барьера деления.

Массы осколков, образующихся при делении тепловыми нейтронами, не равны. Ядро стремится разделиться таким образом, чтобы основная часть нуклонов осколка образовала устойчивый магический остов. На рис. 9.5 приведено распределение по массам при делении . Наиболее вероятная комбинация массовых чисел - 95 и 139.

Отношение числа нейтронов к числу протонов в ядре равно 1,55, в то время как у стабильных элементов, имеющих массу, близкую к массе осколков деления, это отношение 1,25 - 1,45. Следовательно, осколки деления сильно перегружены нейтронами и неустойчивы к β-распаду - радиоактивны.

В результате деления высвобождается энергия ~ 200 МэВ. Около 80 % ее приходится на энергию осколков. За один акт деления образуется более двух нейтронов деления со средней энергией ~ 2 МэВ.

В 1 г любого вещества содержится . Деление 1 г урана сопровождается выделением ~ 9×10 10 Дж. Это почти в 3 млн раз превосходит энергию сжигания 1 г угля (2,9×10 4 Дж). Конечно, 1 г урана обходится значительно дороже 1 г угля, ностоимость 1 Дж энергии, полученной сжиганием угля, оказывается в 400 раз выше, чем в случае уранового топлива. Выработка 1 кВт×ч энергии обходилась в 1,7 цента на электростанциях, работающих на угле, и в 1,05 цента на ядерных электростанциях.

Благодаря цепной реакции процесс деления ядер можно сделать самоподдерживающимся . При каждом делении вылетают 2 или 3 нейтрона (рис. 9.6). Если одному из этих нейтронов удастся вызвать деление другого ядра урана, то процесс будет самоподдерживающимся.

Совокупность делящегося вещества, удовлетворяющая этому требованию, называется критической сборкой . Первая такая сборка, названная ядерным реактором , была построена в 1942 г. под руководством Энрико Ферми на территории Чикагского университета. Первый ядерный реактор был запущен в 1946 г. под руководством И. Курчатова в Москве. Первая атомная электростанция мощностью 5 МВт была пущена в СССР в 1954 г. в г. Обнинске (рис. 9.7).

Массу и можно также сделать надкритической . В этом случае возникающие при делении нейтроны будут вызывать несколько вторичных делений. Поскольку нейтроны движутся со скоростями, превышающими 10 8 см/с, надкритическая сборка может полностью прореагировать (или разлететься) быстрее, чем за тысячную долю секунды. Такое устройство называется атомной бомбой . Ядерный заряд из плутония или урана переводят в надкритическое состояние обычно с помощью взрыва. Подкритическую массу окружают химической взрывчаткой. При ее взрыве плутониевая или урановая масса подвергается мгновенному сжатию. Поскольку плотность сферы при этом значительно возрастает, скорость поглощения нейтронов оказывается выше скорости потери нейтронов за счет их вылета наружу. В этом и заключается условие надкритичности.

На рис. 9.8 изображена схема атомной бомбы «Малыш», сброшенной на Хиросиму. Ядерной взрывчаткой в бомбе служил , разделенный на две части, масса которых была меньше критической. Необходимая для взрыва критическая масса создавалась в результате соединения обеих частей «методом пушки» с помощью обычной взрывчатки.

При взрыве 1 т тринитротолуола (ТНТ) высвобождается 10 9 кал, или 4×10 9 Дж. При взрыве атомной бомбы, расходующей 1 кг плутония , высвобождается около 8×10 13 Дж энергии.

Или это почти в 20 000 раз больше, чем при взрыве 1 т ТНТ. Такая бомба называется 20-килотонной бомбой. Современные бомбы мощностью в мегатонны в миллионы раз мощнее обычной ТНТ-взрывчатки.

Производство плутония основано на облучении 238 U нейтронами, ведущем к образованию изотопа 239 U, который в результате бета-распада превращается в 239 Np, а затем после еще одного бета-распада в 239 Рu. При поглощении нейтрона с малой энергией оба изотопа 235 U и 239 Рu испытывают деление. Продукты деления характеризуются более сильной связью (~ 1 МэВ на нуклон), благодаря чему в результате деления высвобождается примерно 200 МэВ энергии.

Каждый грамм израсходованного плутония или урана порождает почти грамм радиоактивных продуктов деления, обладающих огромной радиоактивностью.

Для просмотра демонстраций щелкните по соответствующей гиперссылке:

Если гипотетически соединить молибден с лантаном (см. табл. 1.2), то получится элементе массовым числом 235. Это уран-235. В такой реакции результирующий дефект массы не возрастает, а уменьшается, следовательно, для осуществления такой реакции следует затратить энергию. Из этого можно сделать вывод, что если осуществить реакцию деления ядра урана на молибден и лантан, то дефект массы при такой реакции увеличивается, а значит, реакция пойдет с выделением энергии.

После открытия английским ученым Джеймсом Чедвиком нейтрона в феврале 1932 года стало ясно, что новая частица может служить идеальным инструментом для осуществления ядерных реакций, поскольку в этом случае не будет электростатического отталкивания, препятствующего приближению частицы к ядру. Следовательно, даже нейтроны с очень низкой энергией смогут легко взаимодействовать с любым ядром.

В научных лабораториях было поставлено множество экспериментов по облучению нейтронами ядер разных элементов, в том числе урана. Считалось, что добавление нейтронов к ядру урана позволит получить так называемые трансурановые элементы, отсутствующие в природе . Однако в результате радиохимического анализа облученного нейтронами урана элементы с номеров выше 92 не обнаруживались, зато было отмечено появление радиоактивного бария (заряд ядра 56). Немецкие химики Отто Ган (1879-1968) и Фридрих Вильгельм Штрассман (1902-1980) несколько раз перепроверили результаты и чистоту исходного урана, поскольку появление бария могло свидетельствовать только о распаде урана на две части. Многие полагали, что такое невозможно.

Сообщая о своей работе в первых числах января 1939 г., О. Ган и Ф. Штрассман писали: «Мы пришли к следующему выводу: наши изотопы радия обладают свойствами бария... И следует заключить, что мы имеем здесь дело не с радием, а с барием». Однако вследствие неожиданности такого результата они не решились сделать окончательные выводы. «Как химики, - писали они, - мы должны заменить символы Ra, Ас и Th в нашей схеме... на Ва, La и Се, хотя как химики, работающие в области ядерной физики и тесно с ней связанные, мы не можем решиться на этот шаг, противоречащий предыдущим экспериментам» .

Австрийский радиохимик Лиза Мейтнер (1878-1968) и ее племянник Отто Роберт Фриш (1904-1979) обосновали возможность расщепления ядер урана с физической точки зрения сразу же после проведения Ганом и Штрассманом решающего опыта в декабре 1938 года. Мейтнер указала, что при расщеплении ядра урана образуются два более легких ядра, испускаются два-три нейтрона и выделяется огромная энергия.

Нейтронные реакции имеют особое значение для ядерных реакторов. В отличие от заряженных частиц нейтрону не требуется значительной энергии, чтобы проникнуть внутрь ядра. Рассмотрим некоторые типы взаимодействия нейтронов с веществом (нейтронные реакции), которые имеют важное практическое значение:

• упругое рассеяние zX(n,n)?X. При упругом рассеянии происходит перераспределение кинетической энергии: нейтрон отдает часть своей кинетической энергии ядру, кинетическая энергия ядра увеличивается после рассеяния именно на величину этой отдачи, а потенциальная энергия ядра (энергия связи нуклонов) остается прежней. Энергетическое состояние и структура ядра до и после рассеяния остаются неизменными. Упругое рассеяние в большей степени свойственно легким ядрам (с атомной массой менее 20 а. е. м.) при взаимодействии их с нейтронами сравнительно небольших кинетических (менее 0,1 МэВ) энергий (замедление нейтронов деления в замедлителе в активной зоне и в биологической защите, отражение в отражателе);
• неупругое рассеяние уХ[п,п" иу)?Х. При неупругом рассеянии сумма кинетических энергий ядра и нейтрона после рассеяния оказывается меньше, чем до рассеяния. Разница сумм кинетических энергий затрачивается на изменение внутренней структуры исходного ядра, что равноценно переходу ядра в новое квантовое состояние, в котором всегда имеет место избыток энергии сверх уровня устойчивости, который «сбрасывается» ядром в виде испускаемого гамма-кванта. В результате неупругого рассеяния кинетическая энергия системы ядро-нейтрон становится меньше на энергию у-квантов. Неупругое рассеяние - пороговая реакция, происходит только в быстрой области и преимущественно на тяжелых ядрах (замедление нейтронов деления в активной зоне, конструкционных материалах, биологической защите);
• радиационный захват -)Х (л,у) Л " 7 У. В этой реакции получается новый изотоп элемента, а энергия возбужденного составного ядра высвобождается в виде у-квантов. Легкие ядра обычно переходят в основное состояние, излучая один у-квант. Для тяжелых ядер характерен каскадный переход через многие промежуточные возбужденные уровни с излучением нескольких у-квантов различных энергий;
• испускание заряженных частиц у X (л, р) 7 У ; 7 Х (л,а) ? У. В результате первой реакции образуется изобара исходного ядра, поскольку протон уносит один элементарный заряд, а масса ядра практически не меняется (нейтрон привнесен, а протон - унесен). Во втором случае реакция завершается испусканием возбужденным составным ядром а-частицы (лишенного электронной оболочки ядра атома гелия 4 Не);
• деление?Х (я, несколько/? и у) - осколки деления. Основная реакция, в результате которой освобождается энергия, получаемая в ядерных реакторах, и поддерживается цепная реакция. Реакция деления происходит при бомбардировке ядер некоторых тяжелых элементов нейтронами, которые, не обладая даже большой кинетической энергией, вызывают деление этих ядер на два осколка с одновременным освобождением нескольких (обычно 2-3) нейтронов. К делению склонны лишь некоторые четно-нечетные ядра тяжелых элементов (например, 233 U, 235 U, 239 Pu, 24l Pu, 25l C0. При бомбардировке ядер урана или других тяжелых элементов нейтронами больших энергий (Е п > ЮМэВ), например нейтронами космического излучения, они могут разделить ядра на несколько осколков, и при этом вылетают (освобождаются) десятки нейтронов;
• реакция удвоения нейтронов?Х (n,2n)zX. Реакция с испусканием возбужденным составным ядром двух нейтронов, в результате которой образуется изотоп исходного элемента, с массой ядра на единицу меньшей массы исходного ядра. Для того чтобы составное ядро смогло выбросить два нейтрона, его энергия возбуждения должна быть не меньше энергии связи двух нейтронов в ядре. Энергия порога (/?, 2п) - реакции особенно низка в реакции ""Be (л, 2/?) s Be: она равна 1,63 МэВ. Для большинства изотопов энергия порога лежит в интервале от 6 до 8 МэВ.

Процесс деления удобно рассматривать по капельной модели ядра. При поглощении нейтрона ядром внутренний баланс сил в ядре нарушается, так как нейтрон вносит помимо своей кинетической энергии еще и энергию связи Е св, которая является разностью энергий свободного нейтрона и нейтрона в ядре. Сферическая форма возбужденного составного ядра начинает деформироваться и может принять форму эллипсоида (см. рис. 1.4), при этом поверхностные силы стремятся вернуть ядро к исходной форме. Если это произойдет, то ядро испустит у-квант и перейдет в основное состояние, т. е. будет иметь место реакция радиационного захвата нейтрона.

Рис. 1.4.

Если же энергия связи (возбуждения) окажется больше энергии порога деления Е сп > Е лел, то ядро может принять форму гантели и под действием кулоновских сил отталкивания разорваться по перемычке на два новых ядра - осколки деления, представляющие собой ядра различных нуклидов, находящихся в средней части Периодической системы элементов. Если энергия связи меньше порога деления, то нейтрон должен иметь кинетическую энергию > Е яел -Е св, чтобы произошло деление ядра (табл. 1.3). В противном случае он будет просто захватываться ядром, не вызывая его деления.

Таблица 1.3

Ядерно-физические характеристики некоторых нуклидов

Энергия возбуждения каждого из новых ядер существенно больше энергии связи нейтрона в этих ядрах, поэтому при переходе в основное энергетическое состояние они испускают один или несколько нейтронов, а затем у-кванты. Нейтроны и у-кванты, испускаемые возбужденными ядрами, называют мгновенными.

Ядра делящихся изотопов, находящихся в конце Периодической системы, имеют нейтронов значительно больше, чем протонов, по сравнению с ядрами нуклидов, находящихся в середине системы (для 23;> и отношение числа нейтронов к числу протонов N/Z= 1,56, а для ядер нуклидов, где Л = 70-Н60, это отношение равно 1,3-1,45). Поэтому ядра продуктов деления перенасыщены нейтронами и являются (3‘-радиоактивными.

После (3" распада ядер продуктов деления возможно образование дочерних ядер с энергией возбуждения, превышающей энергию связи нейтронов в них. В результате возбужденные дочерние ядра испускают нейтроны, которые называют запаздывающими (см. рис. 1.5). Время их выхода после акта деления определяется периодами распада этих ядер и составляет от нескольких долей секунды до 1 мин. В настоящее время известно большое количество продуктов деления, испускающих при распаде запаздывающие нейтроны, из которых основными являются изотопы йода и брома. Для практических целей наибольшее распространение нашло использование шести групп запаздывающих нейтронов. Каждая из шести групп запаздывающих нейтронов характеризуется периодом полураспада Т„ или постоянной распада X, и долей запаздывающих нейтронов в данной группе р„ или относительным выходом запаздывающих нейтронов а,. Причем la, = 1, a ip, =р - физической доле запаздывающих нейтронов. Если представить все запаздывающие нейтроны одной эквивалентной группой, то свойства этой группы будут определяться средним временем жизни ее т 3 и долей всех запаздывающих нейтронов р. Для 235 U значение т 3 = 12,4 с и р = 0,0064.

Вклад запаздывающих нейтронов в среднее число нейтронов, выделяющихся в одном акте деления, мал. Однако запаздывающие нейтроны играют решающую роль в обеспечении безопасной работы и в управлении ядерных реакторов.

Появление при делении одного ядра двух-трех нейтронов создает условия для деления других ядер (см. рис. 1.6). Реакции с размножением нейтронов протекают аналогично цепным химическим реакциям, поэтому они также названы цепными.

Рис. 1.5.

Рис. 1.6.

Необходимое условие поддержания цепной реакции заключается в том, чтобы при делении каждого ядра производился в среднем по крайней мере один нейтрон, вызывающий деление другого ядра. Это условие удобно выразить, вводя коэффициент размножения к , определяемый как отношение числа нейтронов какого-либо одного поколения к числу нейтронов в предшествующем поколении. Если коэффициент размножения к равен единице или немного больше, то цепная реакция возможна; если же? к = 1 к началу второго поколения будет 200 нейтронов, третьего - 200 и т. д. Если к > 1, например к = 1,03, то, начав с 200 нейтронов, к началу второго поколения будет 200-1,03 = 206 нейтронов, третьего - 206-1,03 нейтронов, к началу п- го поколения - 200- (1,03)п - 1, т. е., например, в сотом поколении будет 3731 нейтрон. В ядерном реакторе среднее время существования нейтронов от момента рождения до их поглощения очень мало и составляет 10 -4 - 10 _3 с, т. е. за 1 с произойдут последовательно деления в 1 000-10000 поколениях нейтронов. Таким образом, нескольких нейтронов может быть достаточно для начала быстро растущей цепной реакции. Чтобы такая система не вышла из-под контроля, необходимо ввести в нее поглотитель нейтронов. Если же к 1 и равен, например, 0,9, то число нейтронов к следующему поколению уменьшится от 200 до 180, к третьему до 180-0,9, и т.д. К началу 50-го поколения останется один нейтрон, способный вызвать деление. Следовательно, цепная реакция при таких условиях протекать не может.

Однако в реальных условиях не все нейтроны вызывают деление. Часть нейтронов теряется при захвате неделящимися ядрами (урана-238, замедлителя, конструкционных материалов и т. п.), другая часть вылетает из объема делящегося материала наружу (утечка нейтронов). Эти потери нейтронов влияют на ход цепной реакции деления ядер.

Энергия нейтронов в момент их рождения очень высока - они движутся со скоростью несколько тысяч километров в секунду, поэтому их называют быстрыми нейтронами. Энергетический спектр нейтронов деления довольно широк - примерно от 0,01 до 10 МэВ. При этом средняя энергия вторичных нейтронов около 2 МэВ. В результате столкновений нейтронов с ядрами окружающих атомов их скорость быстро уменьшается. Этот процесс называется замедлением нейтронов. Особенно эффективно замедляются нейтроны при соударении с ядрами легких элементов (упругое столкновение). При взаимодействии с ядрами тяжелых элементов происходит неупругое столкновение, и нейтрон замедляется менее эффективно. Здесь для иллюстрации можно провести аналогию с теннисным шариком: при ударе о стенку он отскакивает почти с такой же скоростью, а при ударе о такой же шарик он сильно замедляет свою скорость. Вследствие этого в качестве замедлителей в ядерных реакторах 1 (в дальнейшем - реактор) используют воду, тяжелую воду или графит.

В результате столкновений с ядрами замедлителя нейтрон может замедлиться до скорости теплового движения атомов, т. е. до нескольких километров в секунду. Такие замедленные нейтроны в ядерной физике принято называть тепловыми или медленными. Чем медленнее нейтрон, тем больше вероятность того, что он не пролетит мимо ядра атома. Причина такой зависимости сечения ядра от скорости налетающих нейтронов лежит в двойственной природе самого нейтрона. В ряде явлений и процессов нейтрон ведет себя как частица, однако в некоторых случаях он представляет собой сгусток волн. При этом оказывается, что чем меньше его скорость, тем больше длина его волны и его размер. Если нейтрон очень медленный, то его размер может оказаться в несколько тысяч раз больше размера ядра, поэтому так сильно возрастает площадь, попав в которую нейтрон взаимодействует с ядром. Физики называют эту плошадь сечением ядра (а не налетающего нейтрона).

Тяжелая вода (D20) - разновидность воды, в которой обыкновенный водородзаменен его тяжелым изотопом - дейтерием, содержание которой в обычной водесоставляет 0,015%. Плотность тяжелой воды равна 1,108 (по сравнению с 1,000 дляобычной воды); тяжелая вода замерзает при 3,82 "С и кипит при 101,42 "С, тогда каксоответствующие температуры для обычной воды 0 и 100 °С. Таким образом, различие физических свойств легкой и тяжелой воды довольно значительно.

Энергия E, высвобождающаяся при делении, растет с увеличением Z 2 /A. Величина Z 2 /A = 17 для 89 Y (иттрия). Т.е. деление энергетически выгодно для всех ядер тяжелее иттрия. Почему же большинство ядер устойчиво по отношению к самопроизвольному делению? Чтобы ответить на этот вопрос, необходимо рассмотреть механизм деления.

В процессе деления происходит изменение формы ядра. Ядро последовательно проходит через следующие стадии (рис. 7.1): шар, эллипсоид, гантель, два грушевидных осколка, два сферических осколка. Как при этом изменяется потенциальная энергия ядра на различных стадиях деления?
Первоначальное ядро с увеличением r принимает форму все более вытянутого эллипсоида вращения. В этом случае вследствие эволюции формы ядра изменение его потенциальной энергии определяется изменением суммы поверхностной и кулоновской энергий E п + E к. Поверхностная энергия при этом возрастает, так как увеличивается площадь поверхности ядра. Кулоновская энергия уменьшается, так как увеличивается среднее расстояние между протонами. Если при незначительной деформации, характеризующейся малым параметром , исходное ядро приняло форму аксиально симметричного эллипсоида, поверхностная энергия E" п и кулоновская энергия E" к как функции параметра деформации изменяются следующим образом:

В соотношениях (7.4–7.5) E п и E к – поверхностная и кулоновская энергии исходного сферически симметричного ядра.
В области тяжелых ядер 2E п > E к и сумма поверхностной и кулоновской энергий растет с увеличением . Из (7.4) и (7.5) следует, что при малых деформациях рост поверхностной энергии препятствует дальнейшему изменению формы ядра, а следовательно, и делению.
Соотношение (7.5) справедливо для малых деформаций . Если деформация настолько велика, что ядро принимает форму гантели, то поверхностные и кулоновские силы, стремятся разделить ядро и придать осколкам сферическую форму. Таким образом, при постепенном увеличении деформации ядра его потенциальная энергия проходит через максимум. График изменения поверхностной и кулоновской энергий ядра в зависимости от r показан на рис. 7.2.

Наличие потенциального барьера препятствует мгновенному самопроизвольному делению ядер. Для того чтобы ядро разделилось, ему необходимо сообщить энергию Q, превышающую высоту барьера деления H. Максимум потенциальной энергии делящегося ядра E + H (например золота) на два одинаковых осколка ≈ 173 МэВ, а величина энергии E, освобождающейся при делении, равна 132 МэВ. Таким образом, при делении ядра золота необходимо преодолеть потенциальный барьер высотой около 40 МэВ.
Высота барьера деления H тем больше, чем меньше отношение кулоновской и поверхностной энергии Е к /Е п в начальном ядре. Это отношение, в свою очередь, увеличивается с увеличением параметра деления Z 2 /А (7.3). Чем тяжелее ядро, тем меньше высота барьера деления H, так как параметр деления в предположении, что Z пропорционально A, увеличивается с ростом массового числа:

Поэтому более тяжелым ядрам, как правило, нужно сообщить меньшую энергию, чтобы вызвать деление ядра.
Высота барьера деления обращается в нуль при 2E п – E к = 0 (7.5). В этом случае

2E п /E к = 2(a 2 A)/(a 3 Z 2),

Z 2 /A = 2a 2 /(a 3 Z 2) ≈ 49.

Таким образом, согласно капельной модели в природе не могут существовать ядра с Z 2 /A > 49, так как они должны практически мгновенно за характерное ядерное время порядка 10 –22 с самопроизвольно разде­литься на два осколка. Зависимости формы и высоты потенциального барьера H, а также энергии деления от величины параметра Z 2 /A показаны на рис. 7.3.

Рис. 7.3. Радиальная зависимость формы и высоты потенциального барьера и энергии деления E при различных величинах параметра Z 2 /A. На вертикальной оси отложена величина E п + E к.

Самопроизвольное деление ядер с Z 2 /A < 49, для которых высота барьера H не равна нулю, с точки зрения классической физики невозможно. Однако в квантовой механике такое деление возможно за счет туннельного эффекта – прохождения осколков деления через потенциальный барьер. Оно носит название спонтанного деления. Вероятность спонтанного деления растет с увеличением параметра деления Z 2 /A, т. е. с уменьшением высоты барьера деления. В целом период спонтанного деления уменьшается при переходе от менее тяжелых ядер к более тяжелым от T 1/2 > 10 21 лет для 232 Th до 0,3 с для 260 Rf.
Вынужденное деление ядер с Z 2 /A < 49 может быть вызвано их возбуждением фотонами, нейтронами, протонами, дейтронами, a частицами и другими частицами, если вносимая в ядро энергия достаточна для преодоления барьера деления.
Минимальное значение энергии возбуждения составного ядра E*, образующегося при захвате нейтрона равно энергии связи нейтрона в этом ядре ε n . В таблице 7.1 сравниваются высота барьера H и энергия связи нейтрона ε n для изотопов Th, U, Pu, образующихся после захвата нейтрона. Энергия связи нейтрона зависит от числа нейтронов в ядре. За счёт энергии спаривания энергия связи четного нейтрона больше энергии связи нечетного нейтрона.

Таблица 7.1

Высота барьера деления H, энергия связи нейтрона ε n

Характерной особенностью деления является то, что осколки, как правило, имеют различные массы. В случае наиболее вероятного деления 235 U отношение масс осколков в среднем равно ~ 1.5. Распределение по массам осколков деления 235 U тепловыми нейтронами показано на рис. 7.4. Для наиболее вероятного деления тяжелый осколок имеет массовое число 139, легкий – 95. Среди продуктов деления имеются осколки с A = 72 – 161 и Z = 30 – 65. Вероятность деления на два равных по массе осколка не равна нулю. При делении 235 U тепловыми нейтронами вероятность симметричного деления примерно на три порядка меньше, чем в случае наиболее вероятного деления на осколки с A = 139 и 95.
Асимметричное деление объясняется оболочечной структурой ядра. Ядро стремится разделиться таким образом, чтобы основная часть нуклонов каждого осколка образовала наиболее устойчивый магический остов.
Отношение числа нейтронов к числу протонов в ядре 235 U N/Z = 1.55, в то время как у стабильных изотопов, имеющих массовое число, близкое к массовому числу осколков, это отношение 1.25 − 1.45. Следовательно, осколки деления оказываются сильно перегружеными нейтронами и должны быть
β - радиоактивны. Поэтому, осколки деления испытывают последовательные β - -распады, причем заряд первичного осколка может изменяться на 4 − 6 единиц. Ниже приведена характерная цепочка радиоактивных распадов 97 Kr – одного из осколков, образующегося при делении 235 U:

Возбуждение осколков, вызванное нарушением соотношения числа протонов и нейтронов, характерного для стабильных ядер, снимается также за счет вылета мгновенных нейтронов деления. Эти нейтроны испускаются движущимися осколками за время, меньшее, чем ~ 10 -14 с. В среднем в каждом акте деления испускается 2 − 3 мгновенных нейтрона. Их энергетический спектр непрерывный с максимумом около 1 МэВ. Средняя энергия мгновенного нейтрона близка к 2 МэВ. Испускание более чем одного нейтрона, в каждом акте деления делает возможным получение энергии за счет цепной ядерной реакции деления.
При наиболее вероятном делении 235 U тепловыми нейтронами лёгкий осколок (A = 95) приобретает кинетическую энергию ≈ 100 МэВ, а тяжёлый (A = 139) – около 67 МэВ. Таким образом, суммарная кинетическая энергия осколков ≈ 167 МэВ. Полная энергия деления в данном случае составляет 200 МэВ. Таким образом, оставшаяся энергия (33 МэВ) распределяется между другими продуктами деления (нейтроны, электроны и антинейтрино β - -распада осколков, γ-излучение осколков и продуктов их распада). Распределение энергии деления между различными продуктами при делении 235 U тепловыми нейтронами дано в таблице 7.2.

Таблица 7.2

Распределение энергии деления 235 U тепловыми нейтронами

Продукты ядерного деления (ПЯД) представляют собой сложную смесь более чем 200 радиоактивных изотопов 36 элементов (от цинка до гадолиния). Большую часть ак­тивности составляют короткоживущие радионуклиды. Так, через 7, через 49 и через 343 суток после взрыва активность ПЯД снижается соответственно в 10, 100 и 1000 раз по сравнению с активностью через час после взрыва. Выход наиболее биологически зна­чимых радионуклидов приведен в таблице 7.3. Кроме ПЯД радиоактивное загрязнение обусловлено радионуклидами наведенной активности (3 H, 14 C, 28 Al, 24 Nа, 56 Mn, 59 Fe , 60 Cо и др.) и неразделившейся частью урана и плутония. Особенно велика роль наведен­ной активности при термоядерных взрывах.

Таблица 7.3

Выход некоторых продуктов деления при ядерном взрыве

При ядерных взрывах в атмосфере значительная часть осадков (при наземных взрывах до 50%) выпадает вблизи района испытаний. Часть радиоактивных веществ задерживается в нижней части атмосферы и под действием ветра перемещается на большие расстояния, оставаясь примерно на одной и той же широте. Находясь в воздухе примерно месяц, радиоактивные вещества во время этого перемещения постепенно выпадают на Землю. Большая часть радионуклидов выбрасывается в стратосферу (на высоту 10÷15 км), где происходит их глобальное рассеивание и в значительной степени распад.
Высокую активность в течение десятков лет имеют различные элементы конструкции ядерных реакторов (таблица 7.4)

Таблица 7.4

Значения удельной активности (Бк/т урана) основных продуктов деления в тепловыделяющих элементах, извлеченных из реактора после трехлетней эксплуатации

Содержание статьи

ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ, ядерная реакция, в которой атомное ядро при бомбардировке нейтронами расщепляется на два или несколько осколков. Полная масса осколков обычно меньше суммы масс исходного ядра и бомбардирующего нейтрона. «Недостающая масса» m превращается в энергию E в соответствии с формулой Эйнштейна E = mc 2 , где c – скорость света. Поскольку скорость света очень велика (299 792 458 м/с), небольшой массе соответствует огромная энергия. Эту энергию можно преобразовать в электричество.

Энергия, выделяющаяся при делении ядер, превращается в теплоту при торможении осколков деления. Скорость тепловыделения зависит от числа ядер, делящихся в единицу времени. Когда в небольшом объеме за короткое время происходит деление большого числа ядер, то реакция имеет характер взрыва. Таков принцип действия атомной бомбы. Если же сравнительно небольшое число ядер делится в большом объеме в течение более длительного времени, то результатом будет выделение теплоты, которую можно использовать. На этом основаны атомные электростанции. На атомных электростанциях теплота, выделяющаяся в ядерных реакторах в результате деления ядер, используется для производства пара, который подается на турбины, вращающие электрогенераторы.

Для практического использования процессов деления больше всего подходят уран и плутоний. У них имеются изотопы (атомы данного элемента с различными массовыми числами), которые делятся при поглощении нейтронов даже с очень небольшими энергиями.

Ключом к практическому использованию энергии деления явилось то обстоятельство, что некоторые элементы испускают нейтроны в процессе деления. Хотя при делении ядра один нейтрон поглощается, эта потеря восполняется благодаря возникновению новых нейтронов в процессе деления. Если устройство, в котором происходит деление, обладает достаточно большой («критической») массой, то за счет новых нейтронов может поддерживаться «цепная реакция». Цепной реакцией можно управлять, регулируя число нейтронов, способных вызывать деление. Если оно больше единицы, то интенсивность деления увеличивается, а если меньше единицы – уменьшается.

ИСТОРИЧЕСКАЯ СПРАВКА

История открытия деления ядер берет начало с работы А.Беккереля (1852–1908). Исследуя в 1896 фосфоресценцию различных материалов, он обнаружил, что минералы, содержащие уран, самопроизвольно испускают излучение, вызывающее почернение фотопластинки даже если между минералом и пластинкой поместить непрозрачное твердое вещество. Различные экспериментаторы установили, что это излучение состоит из альфа-частиц (ядер гелия), бета-частиц (электронов) и гамма-квантов (жесткого электромагнитного излучения).

Первое превращение ядер, искусственно вызванное человеком, осуществил в 1919 Э.Резерфорд, который превратил азот в кислород, облучив азот альфа-частицами урана. Эта реакция сопровождалась поглощением энергии, поскольку масса ее продуктов – кислорода и водорода – превышает массу частиц, вступающих в реакцию, – азота и альфа-частиц. Выделение же ядерной энергии впервые удалось осуществить в 1932 Дж.Кокрофту и Э.Уолтону, бомбардировавшим литий протонами. В этой реакции масса вступавших в реакцию ядер была несколько больше массы продуктов, в результате чего и происходило выделение энергии.

В 1932 Дж.Чедвик открыл нейтрон – нейтральную частицу с массой, примерно равной массе ядра атома водорода. Физики всего мира занялись изучением свойств этой частицы. Предполагалось, что лишенный электрического заряда и не отталкиваемый положительно заряженным ядром нейтрон будет с большей вероятностью вызывать ядерные реакции. Более поздние результаты подтвердили эту догадку. В Риме Э.Ферми с сотрудниками подвергли облучению нейтронами почти все элементы периодической системы и наблюдали ядерные реакции с образованием новых изотопов. Доказательством образования новых изотопов служила «искусственная» радиоактивность в форме гамма и бета-излучений.

Первые указания на возможность деления ядер.

Ферми принадлежит открытие многих нейтронных реакций, известных сегодня. В частности, он пытался получить элемент с порядковым номером 93 (нептуний), бомбардируя нейтронами уран (элемент с порядковым номером 92). При этом он регистрировал электроны, испускаемые в результате захвата нейтронов в предполагаемой реакции

238 U + 1 n ® 239 Np + b –,

где 238 U – изотоп урана-238, 1 n – нейтрон, 239 Np – нептуний и b - – электрон. Однако результаты оказались неоднозначными. Чтобы исключить возможность того, что регистрируемая радиоактивность принадлежит изотопам урана или другим элементам, расположенным в периодической системе перед ураном, пришлось проводить химический анализ радиоактивных элементов.

Результаты анализа показали, что неизвестным элементам соответствуют порядковые номера 93, 94, 95 и 96. Поэтому Ферми сделал вывод, что он получил трансурановые элементы. Однако О.Ган и Ф.Штрасман в Германии, проведя тщательный химический анализ, установили, что среди элементов, возникающих в результате облучения урана нейтронами, присутствует радиоактивный барий. Это означало, что, вероятно, часть ядер урана делится на два крупных осколка.

Подтверждение возможности деления.

После этого Ферми, Дж.Даннинг и Дж.Пеграм из Колумбийского университета провели эксперименты, которые показали, что деление ядер действительно имеет место. Деление урана нейтронами было подтверждено методами пропорциональных счетчиков, камеры Вильсона, а также накопления осколков деления. Первый метод показал, что при приближении источника нейтронов к образцу урана испускаются импульсы большой энергии. В камере Вильсона было видно, что ядро урана, бомбардируемое нейтронами, расщепляется на два осколка. Последний метод позволил установить, что, как и предсказывала теория, осколки радиоактивны. Все это вместе взятое убедительно доказывало, что деление действительно происходит, и давало возможность уверенно судить об энергии, выделяющейся при делении.

Поскольку допустимое отношение числа нейтронов к числу протонов в стабильных ядрах уменьшается с уменьшением размеров ядра, доля нейтронов у осколков должна быть меньше, чем у исходного ядра урана. Таким образом, были все основания предполагать, что процесс деления сопровождается испусканием нейтронов. Вскоре это было экспериментально подтверждено Ф. Жолио-Кюри и его сотрудниками: число нейтронов, испускаемых в процессе деления, было больше числа поглощенных нейтронов. Оказалось, что на один поглощенный нейтрон приходится приблизительно два с половиной новых нейтрона. Сразу стали очевидны возможность цепной реакции и перспективы создания исключительно мощного источника энергии и его использования в военных целях. После этого в ряде стран (особенно в Германии и США) в условиях глубокой секретности начались работы по созданию атомной бомбы.

Разработки в период Второй мировой войны.

С 1940 по 1945 направление разработок определялось военными соображениями. В 1941 были получены небольшие количества плутония и установлен ряд ядерных параметров урана и плутония. В США важнейшие необходимые для этого производственные и научно-исследовательские предприятия были в ведении «Манхаттанского военно-инженерного округа», которому 13 августа 1942 был передан «Урановый проект». В Колумбийском университете (Нью-Йорк) группой сотрудников под руководством Э.Ферми и В.Цинна были проведены первые эксперименты, в которых изучалось размножение нейтронов в решетке из блоков диоксида урана и графита – атомном «котле». В январе 1942 эта работа была перенесена в Чикагский университет, где в июле 1942 были получены результаты, показывавшие возможность осуществления самоподдерживающейся цепной реакции. Первоначально реактор работал на мощности 0,5 Вт, но спустя 10 дней мощность была доведена до 200 Вт. Возможность получения больших количеств ядерной энергии была впервые продемонстрирована 16 июля 1945 при взрыве первой атомной бомбы на полигоне в Аламогордо (шт. Нью-Мексико).

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Ядерный реактор – это установка, в которой возможно осуществление управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Реакторы можно классифицировать по используемому топливу (делящимся и сырьевым изотопам), по виду замедлителя, по типу тепловыделяющих элементов и по роду теплоносителя.

Делящиеся изотопы.

Имеются три делящихся изотопа – уран-235, плутоний-239 и уран-233. Уран-235 получают разделением изотопов; плутоний-239 – в реакторах, в которых уран-238 превращается в плутоний, 238 U ® 239 U ® 239 Np ® 239 Pu; уран-233 – в реакторах, в которых торий-232 перерабатывается в уран. Ядерное топливо для энергетического реактора выбирается с учетом его ядерных и химических свойств, а также стоимости.

В приводимой ниже таблице представлены основные параметры делящихся изотопов. Полное сечение характеризует вероятность взаимодействия любого типа между нейтроном и данным ядром. Сечение деления характеризует вероятность деления ядра нейтроном. От того, какая доля ядер не участвует в процессе деления, зависит выход энергии на один поглощенный нейтрон. Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, важно с точки зрения поддержания цепной реакции. Число новых нейтронов, приходящихся на один поглощенный нейтрон, важно, поскольку характеризует интенсивность деления. Доля запаздывающих нейтронов, испускаемых после того, как деление произошло, связана с энергией, запасенной в данном материале.

ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ

Данные таблицы показывают, что каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества. Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эВ) нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов. Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах (1 МэВ), в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или уран-233 в тепловом реакторе, чем уран-235 в реакторе на тепловых нейтронах. Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.

Сырьевые изотопы.

Имеются два сырьевых изотопа: торий-232 и уран-238, из которых получаются делящиеся изотопы уран-233 и плутоний-239. Технология использования сырьевых изотопов зависит от разных факторов, например от необходимости обогащения. В урановой руде содержится 0,7% урана-235, а в ториевой нет делящихся изотопов. Поэтому к торию необходимо добавлять обогащенный делящийся изотоп. Важное значение имеет и число новых нейтронов, приходящееся на один поглощенный нейтрон. С учетом этого фактора приходится отдать предпочтение урану-233 в случае тепловых нейтронов (замедленных до энергии 0,025 эВ), поскольку при таких условиях больше число испускаемых нейтронов, а следовательно, и коэффициент преобразования – число новых делящихся ядер на одно «затраченное» делящееся ядро.

Замедлители.

Замедлитель служит для уменьшения энергии нейтронов, испускаемых в процессе деления, примерно от 1 МэВ до тепловых энергий около 0,025 эВ. Поскольку замедление происходит главным образом в результате упругого рассеяния на ядрах неделящихся атомов, масса атомов замедлителя должна быть как можно меньше, чтобы нейтрон мог передавать им максимальную энергию. Кроме того, у атомов замедлителя должно быть мало (по сравнению с сечением рассеяния) сечение захвата, так как нейтрону приходится многократно сталкиваться с атомами замедлителя, прежде чем он замедляется до тепловой энергии.

Наилучшим замедлителем является водород, поскольку его масса почти равна массе нейтрона и, следовательно, нейтрон при соударении с водородом теряет наибольшее количество энергии. Но обычный (легкий) водород слишком сильно поглощает нейтроны, а потому более подходящими замедлителями, несмотря на несколько большую массу, оказываются дейтерий (тяжелый водород) и тяжелая вода, так как они меньше поглощают нейтроны. Хорошим замедлителем можно считать бериллий. У углерода столь малое сечение поглощения нейтронов, что он эффективно замедляет нейтроны, хотя для замедления в нем требуется гораздо больше столкновений, чем в водороде.

Среднее число N упругих столкновений, необходимое для замедления нейтрона от 1 МэВ до 0,025 эВ, при использовании водорода, дейтерия, беррилия и углерода составляет приблизительно 18, 27, 36 и 135 соответственно. Приближенный характер этих значений обусловлен тем, что из-за наличия химической энергии связи в замедлителе столкновения при энергиях ниже 0,3 эВ вряд ли могут быть упругими. При низких энергиях атомная решетка может передавать энергию нейтронам или изменять эффективную массу в столкновении, нарушая этим процесс замедления.

Теплоносители.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах используются вода, тяжелая вода, жидкий натрий, жидкий сплав натрия с калием (NaK), гелий, диоксид углерода и такие органические жидкости, как терфенил. Эти вещества являются хорошими теплоносителями и имеют малые сечения поглощения нейтронов.

Вода представляет собой прекрасный замедлитель и теплоноситель, но слишком сильно поглощает нейтроны и имеет слишком высокое давление паров (14 МПа) при рабочей температуре 336° С. Лучший из известных замедлителей – тяжелая вода. Ее характеристики близки к характеристикам обычной воды, а сечение поглощения нейтронов – меньше. Натрий является прекрасным теплоносителем, но не эффективен как замедлитель нейтронов. Поэтому его используют в реакторах на быстрых нейтронах, где при делении испускается больше нейтронов. Правда, натрий имеет ряд недостатков: в нем наводится радиоактивность, у него низкая теплоемкость, он химически активен и затвердевает при комнатной температуре. Сплав натрия с калием сходен по свойствам с натрием, но остается жидким при комнатной температуре. Гелий – прекрасный теплоноситель, но у него мала удельная теплоемкость. Диоксид углерода представляет собой хороший теплоноситель, и он широко применялся в реакторах с графитовым замедлителем. Терфенил имеет то преимущество перед водой, что у него низкое давление паров при рабочей температуре, но он разлагается и полимеризуется под действием высоких температур и радиационных потоков, характерных для реакторов.

Тепловыделяющие элементы.

Тепловыделяющий элемент (твэл) представляет собой топливный сердечник с герметичной оболочкой. Оболочка предотвращает утечку продуктов деления и взаимодействие топлива с теплоносителем. Материал оболочки должен слабо поглощать нейтроны и обладать приемлемыми механическими, гидравлическими и теплопроводящими характеристиками. Тепловыделяющие элементы – это обычно таблетки спеченного оксида урана в трубках из алюминия, циркония или нержавеющей стали; таблетки сплавов урана с цирконием, молибденом и алюминием, покрытые цирконием или алюминием (в случае алюминиевого сплава); таблетки графита с диспергированным карбидом урана, покрытые непроницаемым графитом.

Все эти твэлы находят свое применение, но для водо-водяных реакторов наиболее предпочтительны таблетки оксида урана в трубках из нержавеющей стали. Диоксид урана не вступает в реакцию с водой, отличается высокой радиационной стойкостью и характеризуется высокой температурой плавления.

Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, по-видимому, весьма подходят графитовые топливные элементы, но у них имеется серьезный недостаток – за счет диффузии или из-за дефектов в графите через их оболочку могут проникать газообразные продукты деления.

Органические теплоносители несовместимы с циркониевыми твэлами и поэтому требуют применения алюминиевых сплавов. Перспективы реакторов с органическими теплоносителями зависят от того, будут ли созданы алюминиевые сплавы или изделия порошковой металлургии, которые обладали бы прочностью (при рабочих температурах) и теплопроводностью, необходимыми для применения ребер, повышающих перенос тепла к теплоносителю. Поскольку теплообмен между топливом и органическим теплоносителем за счет теплопроводности мал, желательно использовать поверхностное кипение для увеличения теплопередачи. С поверхностным кипением будут связаны новые проблемы, но они должны быть решены, если использование органических теплоносителей окажется выгодным.

ТИПЫ РЕАКТОРОВ

Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями. В большинстве обычных реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая.

Реактор с водой под давлением.

В таких реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода. Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.

Кипящий реактор.

В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель.

Реактор с жидкометаллическим охлаждением.

В таком реакторе для переноса теплоты, выделяющейся в процессе деления в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороны труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением.

Газоохлаждаемый реактор.

В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – диоксидом углерода или гелием. Замедлителем нейтронов обычно служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким кпд. Небольшие газоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.

Гомогенные реакторы.

В активной зоне гомогенных реакторов используется однородная жидкость, содержащая делящийся изотоп урана. Жидкость обычно представляет собой расплавленное соединение урана. Она закачивается в большой сферический сосуд, работающий под давлением, где в критической массе происходит цепная реакция деления. Затем жидкость подается в парогенератор. Гомогенные реакторы не получили распространения из-за конструктивных и технологических трудностей.

РЕАКТИВНОСТЬ И УПРАВЛЕНИЕ

Возможность самоподдерживающейся цепной реакции в ядерном реакторе зависит от того, какова утечка нейтронов из реактора. Нейтроны, возникающие в процессе деления, исчезают в результате поглощения. Кроме того, возможна утечка нейтронов вследствие диффузии через вещество, аналогичной диффузии одного газа сквозь другой.

Чтобы управлять ядерным реактором, нужно иметь возможность регулировать коэффициент размножения нейтронов k , определяемый как отношение числа нейтронов в одном поколении к числу нейтронов в предыдущем поколении. При k = 1 (критический реактор) имеет место стационарная цепная реакция с постоянной интенсивностью. При k > 1 (надкритический реактор) интенсивность процесса нарастает, а при k r = 1 – (1/k ) называется реактивностью.)

Благодаря явлению запаздывающих нейтронов время «рождения» нейтронов увеличивается от 0,001 с до 0,1 с. Это характерное время реакции позволяет управлять ею с помощью механических исполнительных органов – управляющих стержней из материала, поглощающего нейтроны (B, Cd, Hf, In, Eu, Gd и др.). Постоянная времени регулирования должна быть порядка 0,1 с или больше. Для обеспечения безопасности выбирают такой режим работы реактора, в котором для поддержания стационарной цепной реакции необходимы запаздывающие нейтроны в каждом поколении.

Для обеспечения заданного уровня мощности используются управляющие стержни и отражатели нейтронов, но задачу управления можно значительно упростить правильным расчетом реактора. Например, если реактор спроектировать так, чтобы при увеличении мощности или температуры реактивность уменьшалась, то он будет более устойчивым. Например, при недостаточном замедлении из-за повышения температуры расширяется вода в реакторе, т.е. уменьшается плотность замедлителя. В результате усиливается поглощение нейтронов в уране-238, поскольку они не успевают эффективно замедлиться. В некоторых реакторах используется фактор увеличения утечки нейтронов из реактора вследствие уменьшения плотности воды. Еще один способ стабилизации реактора основан на нагревании «резонансного поглотителя нейтронов», такого, как уран-238, который тогда сильнее поглощает нейтроны.

Системы безопасности.

Безопасность реактора обеспечивается тем или иным механизмом его остановки в случае резкого увеличения мощности. Это может быть механизм физического процесса или действие системы управления и защиты, либо то и другое. При проектировании водо-водяных реакторов предусматриваются аварийные ситуации, связанные с поступлением холодной воды в реактор, падением расхода теплоносителя и слишком большой реактивностью при пуске. Поскольку интенсивность реакции возрастает с понижением температуры, при резком поступлении в реактор холодной воды повышаются реактивность и мощность. В системе защиты обычно предусматривается автоматическая блокировка, предотвращающая поступление холодной воды. При снижении расхода теплоносителя реактор перегревается, даже если его мощность не увеличивается. В таких случаях необходим автоматический останов. Кроме того, насосы теплоносителя должны быть рассчитаны на подачу охлаждающего теплоносителя, необходимую для остановки реактора. Аварийная ситуация может возникнуть при пуске реактора со слишком высокой реактивностью. Из-за низкого уровня мощности реактор не успевает нагреться настолько, чтобы сработала защита по температуре, пока не оказывается слишком поздно. Единственная надежная мера в таких случаях – осторожный пуск реактора.

Избежать перечисленных аварийных ситуаций довольно просто, если руководствоваться следующим правилом: все действия, способные увеличить реактивность системы, должны выполняться осторожно и медленно. Самое важное в вопросе о безопасности реактора – это абсолютная необходимость длительного охлаждения активной зоны реактора после прекращения в нем реакции деления. Дело в том, что радиоактивные продукты деления, остающиеся в топливных кассетах, выделяют тепло. Оно гораздо меньше тепла, выделяющегося в режиме полной мощности, но его достаточно, чтобы в отсутствие необходимого охлаждения расплавить твэлы. Кратковременное прекращение подачи охлаждающей воды привело к значительному повреждению активной зоны и аварии реактора в Три-Майл-Айленде (США). Разрушение активной зоны реактора – это минимальный ущерб в случае подобной аварии. Хуже, если произойдет утечка опасных радиоактивных изотопов. Большинство промышленных реакторов снабжено герметическими страховочными корпусами, которые должны в случае аварии предотвратить выброс изотопов в окружающую среду.

В заключение отметим, что возможность разрушения реактора в значительной степени зависит от его схемы и конструкции. Реакторы могут быть спроектированы таким образом, что снижение расхода теплоносителя не будет приводить к большим неприятностям. Таковы различные типы газоохлаждаемых реакторов.

ДЕЛЕНИЕ ТЯЖЕЛЫХ ЯДЕР

Возможность деления. У самых тяжелых ядер средняя энергия связи нуклона примерно на 1 МэВ ниже, чем у ядер наиболее устойчивых. В таком случае, превращение тяжелого ядра в два более легких ядра должно сопровождаться выделением свободной энергии. Эсли энергетически выгодный процесс не происходит немедленно, то это значит, что его течению препядствует энергетический барьер. Барьер при делении порождается силами поверхностного натяжения, которые представляют собой составляющую ядерных сил, действующую на расположенные на поверхности ядра нуклоны в направлении центра и создающую давление на поверхность – поверхностное натяжение, потенциальная энергия которого минимальна в основном состоянии ядра. Следовательно, отклонение от исходной геометрической формы, которое может привести к делению, связано с работой против сил поверхностного натяжения и возможно только при получении извне энергии, т.е. при возбуждении ядра какой-либо частицей.

Процесс деления энергетически выгоден уже для ядер с массовыми числами более 80. Однако выйгрыш в энергии сначала очень мал, а высота барьера столь велика, что при возбуждении ядер идут реакции с испусканием нуклонов, но не деление. Только у самых тяжелых ядер энергетический барьер оказывается примерно равным энергии связи нуклона, так что распад составных ядер по каналу деления становится существенным по сравнению с распадом по другим каналам, а в некоторых случаях преобладающим. Представление об абсолютных значениях барьеров дают экспериментальные значения порогов деления под действием гамма-квантов:

Эти данные свидетельствуют о том, что потенциальный барьер по отношению к делению у самых тяжелых ядер составляет 5,5-6 МэВ и мало зависит от состава ядра.

Относительно малые значения барьеров делают возможным определения для них вероятности спонтанного деления. По аналогии с альфа-распадом у обладающих волновыми свойствами ядер-продуктов деления вероятность оказаться за пределами энергетического барьера конечной ширины отлична от нуля. Другими словами, если деление энергетически выгодно, то оно с какой-то малой вероятностью оно возможно и без предварительного возбуждения исходного ядра.

Таблица 4.1. Параметры спонтанного деления

Делимые и делящиеся нуклиды. Нуклиды, ядра которых могут делиться под действием каких-либо частиц, называются делимыми. Наибольший интерес представляет деление тяжелых ядер нейтронами, поскольку в результате каждого акта деления появляются новые свободные нейтроны, способные вызвать последующие акты деления, т.е. возникает основа для получения самоподдерживающейся цепной реакции. В отличие от деления под действием гамма-квантов, когда делится ядро-мишень, при возбуждении процесса нейтронами делится ядро с массовым числом, на единицу большим, например:

235 U + n 236 U* (A 1 Z 1) + (A 2 Z 2) (4.1)

И для выяснения возможности деления исходных ядер нужно сравнить энергии возбуждения образующихся при захвате нейтронов составных ядер с энергетическими барьерами. Минимальная энергия возбуждения составного ядра есть энергия связи присоединяющегося к ядру нейтрона. Если эта энергия связи больше энергетического барьера, то исходное ядро может делиться при поглощении нейтронов с любой кинетической энергией. Если же энергия связи меньше барьера, то деление возможно лишь при условии, что кинетическая энергия нейтрона достаточно высока, чтобы в сумме с энергией связи превзойти барьер. Энергии связи захватываемых нейтронов в ядрах, являющихся составными при делении наиболее важных тяжелых нуклидов, приведены ниже:

Энергия связи парного нейтрона всегда больше, чем непарного. По этой причине энергия связи нейтрона в ядрах 234 U, 236 U, 240 Pu оказывается больше энергетического барьера деления, а в ядрах 233 Th и 239 U меньше, поскольку значения барьера мало отличаются для близких по составу ядер. Это обстоятельство обуславливает возможность деления 233 U, 235 U и 239 Pu нейтронами любых энергий. Такие нуклиды называются делящимися. Напротив, 232 Th и 238 U могут делиться нейтронами только с достаточно высокой кинетической энергией. Следовательно, по отношеню к делению эти нуклиды являются пороговыми. Порог у 232 Th около 1,2 МэВ, у 238 U – около 1 МэВ.

Сырьевые нуклиды – четные нуклиды, которые при облучении нейтронами превращаются в нечетные, которые уже становятся делящимися.

Механизм деления. Процесс деления объясняется на основе капельной модели. Если ядру сообщена энергия активации, то в нем возникают колебания, сопровождающиеся отклонением от начальной формы (рис. 4.1). В недеформированном состоянии ядерным силам притяжения противостоят силы кулоновского отталкивания, которые препядствуют наиболее прочной связи нуклонов в ядре. Энергия ядерного притяжения пропорциональна числу частиц, а энергия кулоновского отталкивания – квадрату числа заряженных частиц. Поэтому при деформации ядра-капли и рассредоточении нейтронов и протонов эффективность кулоновского противодействия в каждой половине капли ослабевает. Если энергия активации настолько велика, что Е а >U б (рис. 4.1), то становится возможной критическая деформация (r=r кр) при которой электрические силы уже не препядствуют ядерным силам связать нуклоны более эффективно. Однако это достижимо только в двух новых ядрах, каждое из которых имеет меньше протонов. Увеличение энергии связи участвующих в процессе нуклонов означает, что работа ядерных сил образовала сброс энергии покоя всех нуклонов от начальной величины U нач , принятой на рис. 4.1 за нуль до конечной U кон, что в абсолютных единицах составляет около 180 МэВ.

Рис. 4.1. Энергетическая диаграмма и схема деформаций ядра при делении

(r – расстояние между эффективными центрами зарядов колеблющегося ядра или центрами образования осколков)

Энергия деления. За счет работы ядерных сил два новых ядра – осколки деления оказываются под очень высоким электрическим потенциалом. Электростатическое отталкивание разбрасывает осколки, и потенциальная энергия кулонова поля переходит в кинетическую энергию деления. Двигаясь в веществе осколки ионизируют атомы и их кинетическая энергия превращается в энергию теплового движения частиц среды.

После торможения в среде осколки деления превращаются в нейтральные атомы с ядрами в основных энергетических состояниях и называются продуктами деления. Поскольку делящиеся ядра имеют в своем составе избыток нейтронов по сравнению с устойчивыми ядрами средних массовых чисел, продукты деления пересыщены нейтронами и являются бета-радиоактивными. Каждый из них в среднем претерпевает по три бета-распада прежде чем приобретает стабильность. В редких случаях после бета-распада дочернее ядро образуется в сильновозбужденном состоянии с энергией возбуждения больше энергии связи нейтрона и испускает запаздывающие нейтроны.

Если иметь ввиду ядерный реактор, то представляет интерес количество и распределение выделяющейся при делении энергии. Для деления 235 U тепловыми нейтронами энергетический баланс приведен в таблице 4.2. Значение каждой составляющей зависит от способа деления составного ядра. Энергия захватных гамма-квантов зависит от свойств ядер, поглощающих нейтроны. В ядерных реакторах около половины вторичных нейтронов, остающихся после вычета одного, идущего на следующее деление, поглощаются ураном, остальные захватываются другими веществами (конструкционные материалы активной зоны, теплоноситель). Гамма-излучение, возникающее по реакции (nγ) имеет энергию в диапазоне от 2 до 11 МэВ. Более 5% всей энергии деления уносится нейтрино и не может быть использовано.

Таблица 4.2. Распределение энергии деления 235 U тепловыми нейтронами

Превращающуюся в тепло энергию обычно округляют до 200 МэВ на одно деление, что в пересчете на 1 г разделившегося 235 U дает:

Выделяющаяся при делении тяжелых ядер энергия на порядок больше энергии любой другой ядерной реакции. Правда энергия, приходящаяся на 1 нуклон или единицу массы вещества, несколько меньше, чем во многих других реакциях с участием легких ядер.

Остаточное энерговыделение. Освобождение 6,5% тепловой энергии со сдвигом во времени относительно момента деления приводит к остаточному энерговыделению после прекращения процесса деления. Обилие радиоактивных продуктов деления с разными периодами полураспада приводит к сложной зависимости остаточного энерговыделения от времени. После остановки реактора около1/3 остаточного энерговыделения происходит за 1 мин, около 60% - за 1 час, около 75% - за 1 сут. Однако последующий спад остаточного энерговыделения идет все медленнее.

Продукты деления. При делении тяжелых ядер образуются около 40 различных пар осколков. Сумма массовых чисел в каждой паре осколков при делении 235 U равна 234, так как фактически делится 236 U , а возбужденные осколки испускают два нейтрона. На рис. 4.2 показано распределениевыходов продуктов деления как функции их массового числа. Наибольший выход около 6% относится к массовым числам 95 и 139. самое тяжелое и самое легкое ядра-продукты из зарегистрированных при делении 235 U имеют массовые числа 161 и 72.

Деление на равные по массе осколки маловероятно, что противоречит предсказаниям капельной модели. Деление на неравные части объясняется в рамках оболочечной модели как результат преимущественного образования ядер с заполненными оболочками, содержащими 50 и 82 нейтронов.

Однако при увеличении энергии бомбардирующих нейтронов вероятность деления на две равные части увеличивается и в конце концов становится максимальной, что находится в согласии с представлением о применимости ядерных моделей. Характер деления сильновозбужденных ядер должен в меньшей степени определяться возможностью образования заполненных оболочек в ядрах-продуктах, так как упорядочение нуклонов в оболочках присуще ядрам в основных или слабовозбужденных состояниях.

Рис. 4.2. Зависимость от массового числа выхода продуктов деления 235 U тепловыми нейтронами.

Состав продуктов деления по химическим элементам изменяется в результате последовательных бета-распадов, например:

(стабильный) (4.2)

Если процесс деления продолжается долго с постоянной скоростью, то в большинстве цепочек достигается равновесие и химический состав продуктов деления в дальнейшем не изменяется. В состоянии равновесия 25% всех продуктов деления – редкоземельные элементы, из других элементов наиболее важны: цирконий – 15%, молибден – 12%, цезий – 6,5%, газы (криптон и ксенон) – 16%. Объем газов – более 25 л при нормальных условиях на килограмм разделившегося урана.

Нейтроны деления. Среднее число вторичных нейтронов ν, приходящееся на один акт деления, играет определяющую роль в развитии цепной реакции. В таблице 4.3. приведены значения ν для основных делящихся нуклидов при делении тепловыми нейтронами и для 238 U при делении быстрыми нейтронами. С увеличением энергии нейтрона, вызывающего деление, несколько возрастает энергия возбуждения ядер-осколков. Это приводит к небольшому росту среднего числа испускаемых нейтронов.

Таблица 4.3. Число вторичных нейтронов на 1 деление

Испускание нейтрона возбужденным ядром-осколком происходит, когда в результате обмена энергией с другими нуклонами нейтрон случайно приобретает энергию, превышающую его энергию связи. Избыток полученной энергии над энергией связи есть кинетическая энергия нейтрона. Распределение кинетических энергий испущенных таким способом нейтронов является распределением Максвелла с параметром, определяемым, определяемым энергией возбуждения ядра, остающейся после испускания нейтрона – температурой ядра:

, (4.3)

где Т – параметр распределения, выраженный, как и энергия нейтронов Е , в мегаэлектронвольтах; - константа, нормирующая распределение на число нейтронов деления ν. Нормированное на единицу распределение (после деления на ν) представляет долю нейтронов, приходящихся на единичный энергетический интервал , а n o – полное число рассматриваемых нейтронов. В таблице 4.4. приведены параметры распределений, полученных из опытов, а на рисунке 4.3 – график распределения для 235 U.

Таблица 4.4. Параметы спектров нейтронов при делении ядер тепловыми нейтронами

При делении 235 U тепловыми нейтронами средняя энергия их близка к 2 МэВ, а энергия максимума распределения около 0,7 МэВ. У нейтронов деления были зарегистрированы энергии до 18 МэВ, однако начиная с 10 МэВ нейтронов так мало, что практического значения они не имеют.

Рис. 4.3. спектр мгновенных нейтронов при делении 235 U тепловыми нейтронами.

В нижней части спектра менее 0,5% всех мгновенных нейтронов имеют энергии менее 0,05 МэВ. Энергетические спектры других делящихся нуклидов близки к спектру нейтронов 235 U .

Запаздывающие нейтроны. Данные таблицы 4.3 относятся к полному числу вторичных нейтронов как мгновенных, так и запаздывающих, хотя вклад последних в величину ν пренебрежимо мал. Однако они играют определяющую роль в управлении цепной самоподдерживающейся реакции в ядерных реакторах. Для управления реактором интерес представляют периоды полураспада нуклидов-предшественников запаздывающих нейтронов, выходы запаздывающих нейтронов, испускаемых каждым предшественником, а также энергии запаздывающих нейтронов. Некоторые радиоактивные предшественники имеют близкие периоды полураспада, по этому запаздывающие нейтроны разбивают на группы с усредненными периодами полураспада предшественников и суммарными выходами для них. Характеристики этих групп при делении тяжелых нуклидов приведены в таблице 4.5.

Таблица 4.5. Характеристики запаздывающих нейтронов

В последней строке таблицы приведены средние времена запаздывания τ з или усредненные времена жизни всех запаздывающих нейтронов:

(4.4)

Кинетические энергии запаздывающих нейтронов заметно меньше энергий мгновенных нейтронов.