Модель процесса деления ядер урана. Деление ядер: процесс расщепления атомного ядра. Ядерные реакции
1.8. Деление ядер
1.8.1. Реакции деления тяжелых ядер. Механизм деления ядра и энергия активации . Состав продуктов деления ядра и энергия деления. Элементарная теория деления
Деление ядер – ядерная реакция, при которой образуется два (реже три) ядра-осколка. Процесс сопровождается вылетом вторичных нейтронов, квантов и выделением значительного количества энергии.
Историческая справка. В 1938 г. в Германии О. Ганн и Ф. Штрасман точным радиохимическим анализом показали, что при облучении урана нейтронами в нем образуется элемент барий, который находится в середине таблицы Менделеева. Реакция имела вид
, (Q≈ 200 МэB). (1.82)
Существует более 30 выходных каналов деления урана-235. Ф. Жолио-Кюри с сотрудниками во Франции и Э. Ферми с сотрудниками в Италии обнаружили испускание нескольких нейтронов в выходном канале. О. Фриш и Л. Мейтнер в Германии отметили громадную величину энергии, выделяющуюся при делении. Это послужило выдвижению идеи о самоподдерживающейся ядерной реакции деления. В 1940 г. и в России открыли спонтанное деление ядер. Основой современной ядерной энергетики служит деление ядер урана, и плутония под действием нейтронов. Ядерная эра началась с 1938 г.
Деление ядер может происходить также под действием протонов, γ-квантов, α-частиц и др. Вынужденное деление возбужденного ядра нейтроном (n , f ) конкурирует с другими процессами: с радиационным захватом нейтрона (n , γ ), т. е испусканием γ-кванта и рассеянием нейтрона на ядре (n , n ).
Вероятность деления ядра определяется отношением сечения деления σ f ядра к полному сечению захвата нейтрона.
Изотопы , , делятся нейтронами всех энергий, начиная с нуля. В ходе сечений деления этих изотопов появляются резонансы, соответствующие уровням энергии делящегося ядра (см. рис. 1.13).
Механизм деления ядра и энергия активации
Процесс деления ядра объясняется как деление однородной заряженной жидкой капли под действием кулоновских сил (Френкель Я. М, Бор Н., Уиллер, 1939). Чтобы разделиться, ядро должно приобрести определенную критическую энергию, называемую энергией активации. После захвата нейтрона образуется составное возбужденное ядро. Возбужденное ядро начинает колебаться. Объем ядра не меняется (ядерная материя практически несжимаема), но поверхность ядра увеличивается. Поверхностная энергия возрастает, следовательно, силы поверхностного натяжения стремятся вернуть ядро в исходное состояние. Кулоновская энергия уменьшается по абсолютной величине за счет увеличения среднего расстояния между протонами. Кулоновские силы стремятся разорвать ядро. Ядро из сферической формы переходит в эллипсоидальную, затем происходит квадрупольная деформация ядра, образуется перетяжка, ядро превращается в гантель, которая рвется, образуя два осколка, и «брызги» – пару нейтронов.
Характеристикой способности ядра к делению является отношение кулоновской энергии к поверхностной энергии, взятых из полуэмпирической формулы для энергии связи ядра
где – параметр делимости .
Ядра с параметром делимости >17 могут делиться, с критическим параметром делимости ()кр = 45 сразу делятся (условие спонтанного деления ядер). Чтобы ядро могло разделиться, оно должно преодолеть энергетический барьер, называемый барьером деления. Эту энергию в случае вынужденного деления ядро получает при захвате нейтрона.
Состав продуктов деления
Осколки деления . Основным типом деления ядра является деление на два осколка. Осколки делятся по массе ассиметрично в соотношении два к трем. Выход продуктов деления определяется как отношение числа делений, дающих осколок с данным А к полному числу делений. Поскольку в каждом акте деления получается два ядра, полный выход на одно деление для всех массовых чисел составляет 200%. Распределение масс осколков при делении ядра показано на рис. 1.14. На рисунке изображена типичная двугорбая кривая распределения полного выхода деления тепловыми нейтронами. Импульсы осколков равны и противоположны по знаку. Скорости осколков достигают ~107 м/с.
Рис.1.14. Зависимость выходов продуктов деления урана-235 и плутония-239 под действием тепловых нейтронов от массового числа А.
Нейтроны деления . В момент образования осколки первоначального ядра сильно деформированы. Избыток потенциальной энергии деформации переходит в энергию возбуждения осколков. Осколки деления имеют большой заряд и переобогащены нейтронами, как исходное ядро. Они переходят в стабильные ядра, выбрасывая вторичные нейтроны и γ-кванты. Возбуждение ядер осколков снимается «испарением» нейтронов.
Мгновенными нейтронами деления называются нейтроны, испускаемые возбужденными осколками за время, меньшее 4 10-14 сек. Они испаряются из осколков изотропно.
В лабораторной системе координат (л. с.к.) энергетический спектр нейтронов деления хорошо описывается максвелловским распределением
где Е – энергия нейтрона в л. с.к..gif" width="63 height=46" height="46"> – средняя энергия спектра.
Число v вторичных нейтронов на 1 акт деления тепловыми нейтронами составляет для урана-235 v = 2,43 , плутония-239 v = 2,89. (например, одновременно на 100 актов деления образуется 289 вторичных нейтронов).
Излучение γ-квантов . После «испарения» нейтронов из осколков у них остается энергия возбуждения, которая уносится мгновенными γ-квантами. Процесс излучения γ-квантов происходит за время ~ 10-14 с вслед за испусканием нейтронов. Полная эффективная энергия излучения на 1 деление Е полн = 7,5 МэВ..gif" width="67" height="28 src="> МэВ. Среднее число γ-квантов на 1 деление .
Запаздывающие нейтроны – нейтроны, появляющиеся после деления исходных ядер (от 10-2 сек до 102 сек). Количество запаздывающих нейтронов < 1% от полного количества нейтронов деления. Механизм испускания связан с β -распадом осколков деления вида , , у которых энергия β -распада больше энергии связи нейтрона. В этом случае существует запрет β -перехода в основное состояние и малая энергия отделения нейтрона. Энергия возбуждения ядра больше энергии связи нейтрона. Нейтрон вылетает мгновенно после образования возбужденного ядра из ядра-осколка в результате его β -распада. Однако по времени это происходит только после периода полураспада ядра-осколка.
Распределение энергии на 1 акт деления тяжелого ядра тепловыми нейтронами показано в табл. 1.4.
Энергия продуктов деления ядра Таблица 1.4
Кинетическая энергия легкого осколка Т оск л, МэB | ||
Кинетическая энергия тяжелого осколка Т оск т МэB | ||
Кинетическая энергия нейтронов деления Е n МэB | ||
Энергия мгновенных γ-квантов Еγ м МэB | ||
Энергия β -частиц продуктов деления Еβ МэB | ||
Энергия γ-излучения продуктов деления Еγ пр МэB | ||
Энергия антинейтрино продуктов деления Е v МэB | ||
Энергия γ-излучения вследствии захвата нейтрона Еγ n МэB | ||
Суммарная энергия выделяемая при делении ядра Q Σ МэB | ||
Тепловая энергия деления
QT = Т оск л + Т оск т + Е n + Еγ м+ Еβ + Еγ пр + Еγ = 204 МэB.
Уносимая антинейтрино энергия не выделяется в виде тепловой энергии, поэтому на 1 акт деления ядра тепловым нейтроном приходится ~ 200 МэB. При тепловой мощности в 1 Вт происходит 3,1.1010 делений/сек. В химических реакциях на один атом приходится энергия ~ 1 эB.
Элементарная теория деления
Предположим, что в процессе деления https://pandia.ru/text/78/550/images/image028_18.gif" width="31" height="27 src="> сохраняется массовое число А и заряд Z . Это значит, что мы учитываем только осколки:
A 1+ A 2 = A , Z 1+ Z 2 = Z ,
ядро делится в соотношении 2 к 3:
A 1 / A 2 = Z 1 / Z 2=2/3.
Энергия реакции равна энергии осколков Q = T ock
Q = c 2 [M – (M 1 + M 2 ) ],
Q = Е св1 + Е св2 – Е св , (1.85)
где E св – полная энергия связи ядра относительно всех составляющих его нуклонов
аналогично Е св1 , Е св2 – энергии связи первого и второго осколков.
Подставляя (1.86) и обе формулы для Е св1, Е св2 в (1.85) и пренебрегая последним слагаемым, получаем
Полагая согласно (1.15) = 17,23 МэB, https://pandia.ru/text/78/550/images/image026_22.gif" width="31" height="20"> получаем кинетическую энергию осколков Tock ≈178 МэB, что превышает всего на 10 МэB табличное значение.
1.8.2. Цепные реакции деления ядер урана. Формула для размножения в цепной реакции. Коэффициенты размножения. Формула четырех сомножителей
Ядерные цепные реакции деления тяжелых ядер нейтронами – это ядерные реакции, в которых число нейтронов возрастает и возникает самоподдерживающийся процесс деления ядер вещества. Химические и ядерные разветвленные цепные реакции всегда экзотермические. Цепная реакция деления осуществима практически на трех изотопах и возможна только потому, что при делении ядра первичным нейтроном вылетает больше двух вторичных нейтронов в выходном канале.
Коэффициент размножения К – основная характеристика развития ядерной цепной реакции.
где Ni – число нейтронов, возникших в i -поколение, Ni –1 – число нейтронов, возникших в (i –1)-поколение.
Теория цепных ядерных реакций была создана и в 1939 г. по аналогии с теорией химических цепных реакций (1934). Самоподдерживающаяся ядерная цепная реакция возможна, когда K >1 – реакция надкритическая, K =1 – реакция критическая. Если K <1 – реакция подкритическая, она затухает.
Формула для размножения нейтронов в цепной реакции
Если в начале реакции имеется n нейтронов, тогда за одно поколение их число станет
Т. е..gif" width="108" height="48">,
где τ – среднее время жизни одного поколения нейтронов
Если разделим переменные и проинтегрируем, то получим
используя формулу , получаем окончательно, что число нейтронов возрастает со временем t по экспоненте с положительным показателем
https://pandia.ru/text/78/550/images/image027_18.gif" width="37" height="23"> медленными нейтронами и с делением ядер быстрыми нейтронами.
Коэффициенты размножения. Формула четырех сомножителей
Пусть система уран + замедлитель имеет бесконечные размеры. Предположим, что, в момент рождения поколения нейтронов поглощается n тепловых нейтронов, каждый из которых образует https://pandia.ru/text/78/550/images/image058_8.gif" width="126" height="37">, (1.91)
где σU – сечение поглощения ураном замедленных тепловых нейтронов,
σ3 – сечение поглощения замедлителем замедленных тепловых нейтронов,
ρU-концентрация ядер урана, ρ3 – концентрация ядер замедлителя.
Таким образом, число тепловых нейтронов, захваченных ядерным горючим, составляет (n ηεр f ). Коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде (формула четырех сомножителей)
Коэффициент размножения нейтронов в конечной среде
Кэф =, (1.93)
где – полная вероятность того, что нейтрон избежит утечки из активной зоны .
Чтобы в конечной системе происходила стационарная ядерная цепная реакция, достаточно Кэф =1. Этому соответствует критический (наименьший для протекания реакции) размер активной зоны. (Для чистого урана это шар радиусом 8,5 см и массой 47 кг)..gif" width="25 height=23" height="23">>1.
Впервые управляемая ядерная цепная реакция была осуществлена Э. Ферми в Чикаго в 1942г. Ядерный реактор имел η = 1,35, ε ≈ 1,03, ε pf ≈ 0,8, = 1,08, для К эф необходимо θ0,93, что соответствует размеру 5÷10 м. Ядерный реактор, построенный в Москве в 1946 г., имел аналогичные параметры.
Рассчитаем величину энергии, выделяющейся при делении тяжелого ядра. Подставим в (f.2) выражения для энергий связи ядер (f.1), полагая А 1 =240 и Z 1 = 90. Пренебрегая последним членом в (f.1) вследствие его малости и подставив значения параметров a 2 и a 3 ,получаем
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 ; Z 2 /A = 17 для ядер в районе иттрия и циркония. Из полученных оценок видно, что деление энергетически выгодно для всех ядер с A > 90. Почему же большинство ядер устойчиво по отношению к самопроизвольному делению? Чтобы ответить на этот вопрос, посмотрим, как меняется форма ядра в процессе деления.
В процессе деления ядро последовательно проходит через следующие стадии (рис.2): шар, эллипсоид, гантель, два грушевидных осколка, два сферических осколка. Как меняется потенциальная энергия ядра на различных стадиях деления? 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.
Рассмотрим начальную стадию деления, когда ядро с увеличением r принимает форму все более вытянутого эллипсоида вращения. На этой стадии деления r - мера отклонения ядра от сферической формы (рис.3). Вследствие эволюции формы ядра изменение его потенциальной энергии определяется изменением суммы поверхностной и кулоновской энергий Е" п + Е" к. Предполагается, что объем ядра в процессе деформации остается неизменным. Поверхностная энергия Е" п при этом возрастает, так как увеличивается площадь поверхности ядра. Кулоновская энергия Е" к уменьшается, так как увеличивается среднее расстояние между нуклонами. Пусть сферическое ядро в результате незначительной деформации, характеризующейся малым параметром, приняло форму аксиально-симметричного эллипсоида. Можно показать, что поверхностная энергия Е" п и кулоновская энергия Е" к в зависимости от меняются следующим образом:
В случае малых эллипсоидальных деформаций рост
поверхностной энергии происходит быстрее, чем
уменьшение кулоновской энергии.
В области тяжелых ядер 2Е п > Е к
сумма поверхностной и кулоновской энергий
увеличивается с увеличением .
Из (f.4) и (f.5) следует, что при малых
эллипсоидальных деформациях рост поверхностной
энергии препятствует дальнейшему изменению
формы ядра, а, следовательно, и делению. Выражение
(f.5) справедливо для малых значений (малых деформаций). Если
деформация настолько велика, что ядро принимает
форму гантели, то силы поверхностного натяжения,
как и кулоновские силы, стремятся разделить ядро
и придать осколкам шарообразную форму. На этой
стадии деления увеличение деформации
сопровождается уменьшением как кулоновской, так
и поверхностной энергии. Т.е. при постепенном
увеличении деформации ядра его потенциальная
энергия проходит через максимум. Теперь r имеет
смысл расстояния между центрами будущих
осколков. При удалении осколков друг от друга
потенциальная энергия их взаимодействия будет
уменьшаться, так как уменьшается энергия
кулоновского отталкивания Е к. Зависимость
потенциальной энергии от расстояния между
осколками показана на рис. 4. Нулевой уровень
потенциальной энергии соответствует сумме
поверхностной и кулоновской энергий двух
невзаимодействующих осколков.
Наличие потенциального барьера
препятствует мгновенному самопроизвольному
делению ядер. Для того чтобы ядро мгновенно
разделилось, ему необходимо сообщить энергию Q,
превышающую высоту барьера Н. Максимум
потенциальной энергии делящегося ядра примерно
равен
е 2 Z 1 Z 2 /(R 1 +R 2), где R 1
и R 2 - радиусы осколков. Например, при
делении ядра золота на два одинаковых осколка е 2 Z 1 Z 2 /(R 1 +R 2)
= 173 МэВ, а величина энергии Е, освобождающейся
при делении (), равна
132 МэВ. Таким образом, при делении ядра золота
необходимо преодолеть потенциальный барьер
высотой около 40 МэВ.
Высота барьера Н 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 делимости
Z 2 /А (). Чем тяжелее ядро, тем
меньше высота барьера Н,
так как параметр
делимости увеличивается с ростом массового
числа:
Т.е. согласно капельной модели в природе должны отсутствовать ядра с Z 2 /А > 49, так как они практически мгновенно (за характерное ядерное время порядка 10 -22 с) самопроизвольно делятся. Возможность существования атомных ядер с Z 2 /А > 49 ("остров стабильности") объясняется оболочечной структурой. Зависимость формы, высоты потенциального барьера H и энергии деления E от величины параметра делимости Z 2 /А показана на рис. 5.
Самопроизвольное деление ядер с Z 2 /А < 49,
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 через
потенциальный барьер и носит название
спонтанного деления. Вероятность спонтанного
деления растет с увеличением параметра
делимости Z 2 /А, т.е. с уменьшением высоты
барьера. В целом период полураспада относительно
спонтанного деления уменьшается при переходе от
менее тяжелых ядер к более тяжелым от Т 1/2 >
10 21
лет для 232 Th до 21 мс для 260 Rf.
Вынужденное деление ядер с Z 2 /А
< 49
может быть вызвано любыми частицами: фотонами,
нейтронами, протонами, дейтронами, -частицами и т.д., если
энергия, которую они вносят в ядро, достаточна для
преодоления барьера деления.
. Энергия деления
При делении 235 U тепловыми
нейтронами освобождается энергия около 200 МэВ. Из
них ~167 МэВ приходится на кинетическую энергию
осколков. Оставшаяся часть энергии
распределяется между различными частицами,
возникающими в процессе деления и
радиоактивного распада осколков. Часть энергии
деления уносится -квантами, испускающимися возбужденными
осколками сразу после вылета мгновенных
нейтронов (так называемые мгновенные -лучи деления), а
также -квантами,
возникающими в результате - -распада осколков. Около 5%
энергии деления уносят антинейтрино,
образующиеся при
- -распаде
осколков.
Энергия деления распределяется
следующим образом
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:
| Е к /Е п = (a 3 Z 2)/(a 2 A) ~ A. | (7.6) |
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
| Изотоп | Высота барьера деления H, МэВ | Изотоп | Энергия связи нейтрона ε n |
|---|---|---|---|
| 232 Th | 5.9 | 233 Th | 4.79 |
| 233 U | 5.5 | 234 U | 6.84 |
| 235 U | 5.75 | 236 U | 6.55 |
| 238 U | 5.85 | 239 U | 4.80 |
| 239 Pu | 5.5 | 240 Pu | 6.53 |
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
| Радионуклид | Период полураспада | Выход на одно деление, % |
Активность на 1 Мт,
10 15 Бк |
|---|---|---|---|
| 89 Sr | 50.5 сут. | 2.56 | 590 |
| 90 Sr | 29.12 лет | 3.5 | 3.9 |
| 95 Zr | 65 сут. | 5.07 | 920 |
| 103 Ru | 41 сут. | 5.2 | 1500 |
| 106 Ru | 365 сут. | 2.44 | 78 |
| 131 I | 8.05 сут. | 2.9 | 4200 |
| 136 Cs | 13.2 сут. | 0.036 | 32 |
| 137 Cs | 30 лет | 5.57 | 5.9 |
| 140 Ba | 12.8 сут. | 5.18 | 4700 |
| 141 Cs | 32.5 сут. | 4.58 | 1600 |
| 144 Cs | 288 сут. | 4.69 | 190 |
| 3 H | 12.3 лет | 0.01 | 2.6·10 -2 |
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
| Радионуклид | 0 | 1 сут. | 120 сут. | 1 год | 10 лет | |
|---|---|---|---|---|---|---|
| 85 Kr | 5. 78· 10 14 | 5. 78· 10 14 | 5. 66· 10 14 | 5. 42· 10 14 |
4. 7· 10 14 |
3. 03· 10 14 |
| 89 Sr | 4. 04· 10 16 | 3. 98· 10 16 | 5. 78· 10 15 | 2. 7· 10 14 |
1. 2· 10 10 |
|
| 90 Sr | 3. 51· 10 15 | 3. 51· 10 15 | 3. 48· 10 15 | 3. 43· 10 15 |
3. 26· 10 15 |
2. 75· 10 15 |
| 95 Zr | 7. 29· 10 16 | 7. 21· 10 16 | 1. 99· 10 16 | 1. 4· 10 15 | 5. 14· 10 11 | |
| 95 Nb | 7. 23· 10 16 | 7. 23· 10 16 | 3. 57· 10 16 | 3. 03· 10 15 | 1. 14· 10 12 | |
| 103 Ru | 7. 08· 10 16 | 6. 95· 10 16 | 8. 55· 10 15 | 1. 14· 10 14 | 2. 97· 10 8 | |
| 106 Ru | 2. 37· 10 16 | 2. 37· 10 16 | 1. 89· 10 16 | 1. 19· 10 16 | 3. 02· 10 15 | 2. 46· 10 13 |
| 131 I | 4. 49· 10 16 | 4. 19· 10 16 | 1. 5· 10 12 | 1. 01· 10 3 | ||
| 134 Cs | 7. 50· 10 15 | 7. 50· 10 15 | 6. 71· 10 15 | 5. 36· 10 15 | 2. 73· 10 15 | 2. 6· 10 14 |
| 137 Cs | 4. 69· 10 15 | 4. 69· 10 15 | 4. 65· 10 15 | 4. 58· 10 15 | 4. 38· 10 15 | 3. 73· 10 15 |
| 140 Ba | 7. 93· 10 16 | 7. 51· 10 16 | 1. 19· 10 14 | 2. 03· 10 8 | ||
| 140 La | 8. 19· 10 16 | 8. 05· 10 16 | 1. 37· 10 14 | 2. 34· 10 8 | ||
| 141 Ce | 7. 36· 10 16 | 7. 25· 10 16 | 5. 73· 10 15 | 3. 08· 10 13 | 5. 33· 10 6 | |
| 144 Ce | 5. 44· 10 16 | 5. 44· 10 16 | 4. 06· 10 16 | 2. 24· 10 16 | 3. 77· 10 15 | 7. 43· 10 12 |
| 143 Pm | 6. 77· 10 16 | 6. 70· 10 16 | 1. 65· 10 14 | 6. 11· 10 8 | ||
| 147 Pm | 7. 05·10 15 | 7. 05· 10 15 | 6. 78· 10 15 | 5. 68· 10 15 |
3. 35· 10 14 |
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:
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
|
ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ |
||||||
| Изотоп |
Уран-235 |
Уран-233 |
Плутоний-239 |
|||
| Энергия нейтрона |
1 МэВ |
0,025 эВ |
1 МэВ |
0,025 эВ |
1 МэВ |
0,025 эВ |
| Полное сечение |
6,6 ± 0,1 |
695 ± 10 |
6,2 ± 0,3 |
600 ± 10 |
7,3 ± 0,2 |
1005 ± 5 |
| Сечение деления |
1,25 ± 0,05 |
581 ± 6 |
1,85 ± 0,10 |
526 ± 4 |
1,8 ± 0,1 |
751 ± 10 |
| Доля ядер, неучаствующих в делении |
0,077 ± 0,002 |
0,174 ± 0,01 |
0,057 ± 0,003 |
0,098 ± 0,004 |
0,08 ± 0,1 |
0,37 ± 0,03 |
| Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления |
2,6 ± 0,1 |
2,43 ± 0,03 |
2,65 ± 0,1 |
2,50 ± 0,03 |
3,03 ± 0,1 |
2,84 ± 0,06 |
| Число нейтронов на один поглощенный нейтрон |
2,41 ± 0,1 |
2,07 ± 0,02 |
2,51 ± 0,1 |
2,28 ± 0,02 |
2,07 ± 0,04 |
|
| Доля запаздывающих нейтронов, % |
(0,64 ± 0,03) |
(0,65 ± 0,02) |
(0,26 ± 0,02) |
(0,26 ± 0,01) |
(0,21 ± 0,01) |
(0,22 ± 0,01) |
| Энергия деления, МэВ | ||||||
| Все сечения приведены в барнах (10 -28 м 2). | ||||||
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.
