Деление ядер. Деление тяжелых ядер

Освобождение энергии при делении ядер. Так же как и в других ядерных реакциях, энергия, освобождающаяся при делении, эквивалентна разности масс взаимодействующих частиц и конечных продуктов. Так как энергия связи нуклона в уране а энергия связи одного нуклона в осколках при делении урана должна выделяться энергия

Таким образом, при делении ядра освобождается огромная энергия, подавляющая ее часть выделяется в виде кинетической энергии осколков деления.

Распределение продуктов деления по массам. Ядро урана в большинстве случаев делится несимметрично. Два ядерных осколка имеют соответственно разные скорости и разные массы.

Осколки по массам распадаются на две группы; одна вблизи криптона с другая вблизи ксенона Массы осколков относятся друг к другу в среднем как Из за-конов сохранения энергии и импульса можно получить, что кинетические энергии осколков должны быть обратно пропорциональны их массам:

Кривая выхода продуктов деления симметрична относительно вертикальной прямой, проходящей через точку Значительная ширина максимумов свидетельствует о многообразии путей деления.

Рис. 82. Распределение продуктов деления урана по массам

Перечисленные характеристики относятся главным образом к делению под действием тепловых нейтронов; в случае деления под действием нейтронов с энергией в несколько и больше, ядро распадается на два более симметричных по массам осколка.

Свойства продуктов деления. При делении атома урана происходит срыв очень многих электронов оболочки, и осколки деления представляют собой приблизительно -кратно ионизованные положительные ионы, которые при прохождении через вещество сильно ионизуют атомы. Поэтому пробеги осколков в воздухе небольшие и близки к 2 см.

Легко установить, что образующиеся при делении осколки должны быть радиоактивными, склонными к испусканию нейтронов. Действительно, у стабильных ядер отношение числа нейтронов и протонов меняется в зависимости от А следующим образом:

(см. скан)

Ядра, которые образовались при делении, лежат в середине таблицы и, следовательно, содержат больше нейтронов, чем это допустимо для их стабильности. Освобождаться от лишних нейтронов они могут как путем -распада, так и непосредственно испуская нейтроны.

Запаздывающие нейтроны. В одном из возможных вариантов деления образуется радиоактивный бром. На рис. 83 показана схема его распада, в конце которой находятся стабильные изотопы

Интересна особенность этой цепочки: криптон может освобождаться от лишнего нейтрона либо за счет -распада, либо если он образовался в возбужденном состоянии за счет прямого испускания нейтрона. Эти нейтроны появляются через 56 сек после деления (время жизни относительно -перехода в возбужденное состояние хотя сам испускает нейтроны практически мгновенно.

Рис. 83. Схема распада радиоактивного брома, образованного в возбужденном состоянии при делении урана

Они называются запаздывающими нейтронами. Со временем интенсивность запаздывающих нейтронов спадает по экспоненте, как при обычном радиоактивном распаде.

Энергия этих нейтронов равна энергии возбуждения ядра. Хотя они составляют лишь 0,75% от всех нейтронов, вылетающих при делении, в осуществлении цепной реакции запаздывающие нейтроны играют важную роль.

Мгновенные нейтроны. Свыше 99% нейтронов освобождается в течение чрезвычайно короткого времени; их называют мгновенными нейтронами.

При изучении процесса деления возникает фундаментальный вопрос, сколько нейтронов получается в одном акте деления; этот вопрос важен потому, что если их число в среднем велико они могут быть использованы для деления последующих ядер, т. е. возникает возможность создания цепной реакции. Над разрешением этого вопроса в 1939-1940 гг. работали практически во всех крупнейших ядерных лабораториях мира.

Рис. 84. Энергетический спектр нейтронов полученных при делении урана-235

Распределение энергии деления. Непосредственное измерение энергии осколков и энергии, уносимой другими продуктами деления, дало следующее приближенное распределение энергии

Делением атомных ядер называется процесс раскалывания ядра на две примерно равные части. Обычно такой процесс происходит, когда в тяжелое ядро попадает какая-нибудь частица – нейтрон, протон, альфа-частица и др. В таких случаях деление называется вынужденным. Но иногда деление происходит и самопроизвольно, такое деление называется спонтанным.

Механизм вынужденного деления. Когда в ядро попадает какая-то частица (например, нейтрон), то внутри ядра выделяется её энергия связи Е св . К ней добавляется значительная часть кинетической энергии частицы Е , в результате чего ядро приходит в возбужденное состояние, причем его полная энергия возбуждения оказывается равной Е * = Е св + Е·А/(А+1). Это возбуждение проявляется в форме ускоренного движения всех нуклонов ядра, ядро «кипит», по его поверхности бегут волны и т.п. Дальше происходит одно из двух. Либо избыточная энергия уйдет из ядра с испусканием одного или нескольких гамма-квантов (т.е. произойдет радиационный захват влетевшей частицы). Либо в результате колебаний ядерной «жидкости» в ядре образуется перетяжка, ядро примет форму гантели, и под влиянием кулоновского отталкивания зарядов двух половинок этой «гантели», перетяжка лопнет, и две части бывшего ядра разлетятся в противоположные стороны с большой энергией, полученной от тех же сил кулоновского отталкивания одноименных электрических зарядов. Образовавшиеся половинки первоначального ядра называются осколками деления . Под влиянием сил поверхностного натяжения они приобретут сферическую форму и станут ядрами новых атомов с массами, равными примерно половине массы ядра урана, т.е. атомами элементов, лежащих в середине таблицы Менделеева.

Потенциальный барьер деления. Для того чтобы ядро разделилось, ему необходимо вначале придать достаточно большую деформацию, которая возникает в результате сообщенной ядру энергии возбуждения – в противном случае ядро стянется в сферу и деление не произойдет. Минимальная энергия возбуждения, при котором деление становится возможным, называется потенциальным барьером деления и обозначается символом U f . Деление возможно, если энергия возбуждения ядра Е * > U f . Если же Е * < U f , то деление невозможно. У всех тяжелых ядер (тория, урана, плутония и др.) значения U f примерно одинаковы и равны 5,1 – 5,4 МэВ. При таких условиях все тяжелые ядра должны были бы проявлять одинаковые способности к делению. Однако это не так.

Известно, что по отношению к делению нейтронами ядра делятся на две различные группы:

нечетные ядра, такие как 233 U , 235 U , 239 Pu , 241 Pu . Они легко делятся любыми, даже тепловыми нейтронами, поэтому их часто называют «топливными» ядрами;

четно-четные ядра 232 Th , 234 U , 238 U , 240 Pu , 242 Pu тепловыми нейтронами не делятся, поэтому их часто называют «сырьевыми».

Происходит это потому, что при попадании нейтрона в нечетное ядро образуется четно-четное ядро (например, 235 U + n → 236 U ), энергия связи нейтрона в котором особенно велика, так что даже при нулевой кинетической энергии нейтрона энергия возбуждения оказывается больше высоты барьера деления, и ядро легко делится.

При попадании же нейтрона в четно-четное ядро (например, 238 U + n → 239 U ), образуется нечетное ядро, энергия связи нейтрона в котором значительно меньше, и её не хватает для преодоления барьера деления. Но если в последнем случае в ядро попадет не тепловой, а быстрый нейтрон с достаточно большой кинетической энергией, то может оказаться, что суммарная энергия возбуждения Е * > U f , и деление произойдет. Минимальная кинетическая энергия нейтрона, при которой становится возможным деление четно-четного ядра, называется пороговой энергией деления Е пор . Для ядра 238 U эта энергия Е пор ≈ 1 МэВ. Примерно такие же значения имеют пороговые энергии и для других четно-четных ядер. Так что все такие ядра тоже делятся, но только быстрыми нейтронами.

Спонтанное деление. Из-за большой перегрузки протонами, которые отталкиваются друг от друга электростатическими силами и тем самым пытаются разорвать ядро, тяжелые ядра оказываются крайне неустойчивыми и поэтому способны делиться сами, без всякого воздействия извне. Такое самопроизвольное деление и называется спонтанным делением . Происходит спонтанное деление подобно альфа-распаду путем туннельного эффекта прохождения осколков через барьер деления. Но из-за большого заряда осколков, их вероятность прохождения через потенциальный барьер при делении ядер урана оказывается значительно меньше, чем для альфа-частиц, а период полураспада по отношению к спонтанному делению, соответственно, гораздо больше. Так для альфа-распада ядер урана-238 период T α = 4,5·10 9 лет, тогда как для спонтанного деления T f = 10 16 лет, т.е. в 2,5 миллиона раз больше. По мере увеличения заряда ядра значения T f быстро уменьшаются. Так для ядер искусственных трансурановых элементов (см. ниже) с Z>100 величина T f измеряется минутами и даже секундами, причем для некоторых нуклидов спонтанное деление становится даже более предпочтительным видом распада. Это позволяет считать спонтанное деление четвертым видом радиоактивного распада в дополнение к альфа-, бета- и гамма-распадам.

Выделение энергии при делении ядер. График на рис.1.1. показывает, что удельная энергия связи нуклонов у ядер урана (≈ 7,5 МэВ/нуклон) существенно меньше, чем у ядер с вдвое меньшей массой (≈ 8,4 МэВ/нуклон), которые получаются при делении в виде осколков. Это означает, что осколки связаны гораздо сильнее, чем ядра урана, и при их образовании за счет перегруппировки нуклонов выделяется лишняя энергия связи в количестве примерно 0,9 МэВ на нуклон. А так как в процессе деления одного ядра участвуют 236 нуклонов, то общее выделение энергии при делении одного ядра составляет 236·0,9 ≈ 212 МэВ. Основная часть этой энергии достается осколкам в виде их кинетической энергии. Но при делении ядер кроме осколков выделяется еще несколько разных частиц, которые уносят остальную энергию. Примерное распределение энергии между различными частицами при делении ядер урана тепловыми нейтронами приведено в табл.1.3. Суммарное количество энергии (215 МэВ) хорошо согласуется со сделанной выше оценкой (212 МэВ). Из этого количества энергии 10 МэВ уносятся антинейтрино в космическое пространство и являются т.о. «безвозвратными потерями». Остальная энергия поглощается в различных материалах реактора и в конечном итоге превращается в тепловую энергию, которая используется либо непосредственно (в АСТ и АТЭЦ), либо для получения электрического тока (в АЭС и АТЭЦ).

Таблица 1.3. Распределение энергии при делении тяжелых ядер

Форма выделения	Энергия (МэВ)
Кинетическая энергия осколков деления
Кинетическая энергия вторичных нейтронов деления
Энергия мгновенного гамма-излучения при делении
Энергия, уносимая электронами при бета-распаде осколков
Энергия, уносимая антинейтрино при бета-распаде осколков
Энергия гамма-излучения, сопровождающего бета-распад осколков
Энергия, выделяющаяся при захвате нейтронов ядрами среды

Эффективные сечения деления. Ядра, делящиеся тепловыми нейтронами, способны также делиться промежуточными и быстрыми нейтронами, поэтому для них, так же как и при радиационном захвате (см. выше), необходимо рассмотреть особенности поведения сечений деления во всех трех областях.

В области тепловых нейтронов сечения деления изменяются с ростом энергии также по закону «1/v». Усредненные по этой области значения сечений деления σ f приведены в табл.1.4.

Таблица 1.4. Сечения деления некоторых ядер тепловыми нейтронами

Параметр	Единица измерения	Делящиеся нуклиды
α = σ n,γ /σ f

К сожалению, при попадании нейтрона в ядро урана или плутония может происходить не только деление, но и радиационный захват нейтрона без деления, например 235 U(n,γ) 236 U. Этот процесс для работы реактора вреден, и притом вдвойне:

теряется нейтрон, который не сможет участвовать в цепной реакции деления;

теряется ядро ядерного топлива 235 U, превращающееся в четно-четное ядро 236 U, которое, как отмечалось выше, тепловыми нейтронами не делится.

Но как видно по табл.5, сечения деления во всех случаях оказываются больше сечений радиационного захвата, поэтому полезный процесс деления происходит с большей вероятностью, чем нежелательный процесс радиационного захвата. Особенно наглядно это демонстрируют отношения сечений этих двух процессов (последняя строка в табл.1.4).

В области промежуточных нейтронов в зависимости сечений деления от энергии, так же как и при радиационном захвате, проявляются резонансные пики. В среднем в этой области значения параметра «альфа» оказываются даже несколько больше, чем в области тепловых нейтронов, поэтому реакторы на промежуточных нейтронах хотя и строятся, но большого распространения они не получили.

В области быстрых нейтронов зависимость сечений деления от энергии нейтронов становится гладкой, но в отличие от сечений радиационного захвата, сечения деления не только не убывают с ростом энергии нейтронов, а даже несколько увеличиваются. Это приводит к значительному улучшению отношения вероятностей радиационного захвата нейтронов и деления, особенно для плутония, для которого на быстрых нейтронах отношение α = 0,029 , т.е. в 12 с лишним раз лучше, чем для тепловых нейтронов. С этим обстоятельством связано одно из основных преимуществ ядерных реакторов, работающих на быстрых нейтронах, по сравнению с тепловыми реакторами.

Сечения деления четно-четных нуклидов до порога деления равны, естественно, нулю, а выше порога они хотя и отличаются от нуля, но никогда не приобретают больших значений. Так сечение деления 238 U при энергиях выше 1 МэВ оказывается порядка 0,5 барн.

Осколки деления. Несмотря на большую энергию (примерно по 82 МэВ у каждого осколка), пробеги осколков в воздухе оказываются не больше, а даже несколько меньше пробегов альфа-частиц (около 2 см). И это несмотря на то, что альфа-частицы имеют значительно меньшие энергии (4 – 9 МэВ). Происходит это потому, что электрический заряд осколка значительно больше заряда альфа-частицы, и поэтому он гораздо интенсивнее теряет энергию на ионизацию и возбуждение атомов среды.

Более точные измерения показали, что пробеги осколков, как правило, оказываются не одинаковыми, и группируются около значений 1,8 и 2,2 см.

Вообще при делении могут образовываться осколки с самыми различными массовыми числами в пределах от 70 до 160 (т.е. около 90 различных значений), но образуются осколки с такими массами с разными вероятностями. Эти вероятности принято выражать т.н. выходами осколков Y А с данным массовым числом А : Y А = N A / N f , где N A – число осколков с массовым числом А , возникших при N f , делений ядер. Обычно величину Y А выражают в процентах.

Кривая распределения выходов осколков деления по массовым числам имеет два максимума (или «горба»), при этом один максимум находится в области А=90, а второй в районе А=140. Отметим, что именно ядра примерно этих масс чаще всего встречаются в следах –выпадениях осадков после ядерных испытаний или ядерных аварий. Достаточно вспомнить следы таких нуклидов как 131 I, 133 I, 90 Sr, 137 Сs.

Отношение числа нейтронов к числу протонов в осколках в первый момент оказывается примерно таким же, каким оно было в ядре урана, т.е. 143:92 = 1,55. Но у стабильных ядер со средними значениями масс, к которым относятся осколки, это отношение значительно ближе к единице: например, у стабильного ядра 118 Sn это отношение равно 1,36. Это означает, что ядра осколков сильно перегружены нейтронами, и они будут стремиться избавиться от этой перегрузки путем бета-распадов, при которых нейтроны превращаются в протоны. При этом, для того, чтобы первичный осколок превратился в стабильный нуклид, может потребоваться несколько последовательных бета-распадов, образующих целую цепочку, например:

(стабилен).

Здесь под стрелочками приведены периоды полураспада нуклидов: s -секунды, h -часы, y -годы. Заметим, что осколком деления принято называть только самое первое ядро, непосредственно возникающее при делении ядра урана (в данном случае – 135 Sb ). Все остальные нуклиды, возникающие в результате бета-распадов, вместе с осколками и стабильными конечными нуклидами, называют продуктами деления . Поскольку вдоль цепочки массовое число не изменяется, то всего таких цепочек при делении ядер урана может образоваться столько, сколько может возникнуть массовых чисел, т.е. примерно 90. А так как в каждой цепочке содержится в среднем 5 радиоактивных нуклидов, то всего среди продуктов деления можно насчитать около 450 радионуклидов с самыми различными периодами полураспада от долей секунды до миллионов лет. В ядерном реакторе накопление продуктов деления создает определенные проблемы, т.к. во-первых, они поглощают нейтроны и тем самым затрудняют протекание цепной реакции деления, а во-вторых, из-за их бета-распада возникает остаточное тепловыделение, которое может продолжаться очень долго после остановки реактора (в остатках чернобыльского реактора тепловыделение продолжается и поныне). Значительную опасность радиоактивность продуктов деления создает и для человека.

Вторичные нейтроны деления. Нейтроны, вызывающие деление ядер, называются первичными, а нейтроны, возникающие при делении ядер – вторичными. Вторичные нейтроны деления испускаются осколками в самом начале их движения. Как уже отмечалось, осколки непосредственно после деления оказываются сильно перегруженными нейтронами; при этом энергия возбуждения осколков превышает энергию связи нейтронов в них, что и предопределяет возможность вылета нейтронов. Покидая ядро осколка, нейтрон уносит с собой часть энергии, в результате чего энергия возбуждения ядра осколка снижается. После того, как энергия возбуждения ядра осколка станет меньше энергии связи нейтрона в нём, вылет нейтронов прекращается.

При делении разных ядер образуется различное число вторичных нейтронов, обычно от 0 до 5 (чаще всего 2-3). Для расчетов реакторов особое значение имеет среднее число вторичных нейтронов, испускаемых в расчете на один акт деления. Это число обозначается обычно греческой буквой ν (ню) или, чаще ν f . Значения ν f зависят от типа делящегося ядра и от энергии первичных нейтронов. Некоторые примеры приведены в таблице 1.5. Приведенные в этой таблице данные показывают, что значения ν f увеличиваются как с ростом заряда и массы делящегося ядра, так и с увеличением энергии первичных нейтронов.

Таблица 1.5. Средние количества вторичных нейтронов, образующихся при делении ядер тепловыми и быстрыми нейтронами

Исходное	Значения ν f при различных энергиях первичных нейтронов
	Тепловые нейтроны	Быстрые нейтроны

С последним обстоятельством связано еще одно преимущество реакторов на быстрых нейтронах – большее число вторичных нейтронов позволяет осуществлять в них процесс расширенного воспроизводства ядерного топлива (см. ниже). Вторичные нейтроны возникают и при спонтанном делении ядер. Так ν f (U-238) = 1,98, а ν f (Cf-252) = 3,767.

Процесс испускания вторичных нейтронов сильно возбужденными ядрами осколков напоминает процесс испарения молекул с поверхности сильно нагретой капли жидкости. Поэтому энергетический спектр вторичных нейтронов похож на распределение Максвелла молекул при тепловом движении. Максимум этого спектра лежит при энергии 0,8 МэВ, а средняя энергия вторичных нейтронов деления оказывается порядка 2 МэВ.

Основная часть вторичных нейтронов вылетает из ядер осколков в среднем за время 10 -14 с после деления ядра, т.е. практически мгновенно. Поэтому эту часть вторичных нейтронов называют мгновенными нейтронами. Но существуют еще и т.н. запаздывающие нейтроны, играющие важную и совершенно особую роль в реакторах.

Запаздывающие нейтроны при делении ядер. Опыт показывает, что малая доля вторичных нейтронов (обычно < 1 %) испускается облученным нейтронами образцом делящегося материала спустя долгое время после прекращения облучения, когда деления ядер в образце тоже, естественно, уже не происходят. Происхождение запаздывающих нейтронов связано с бета-распадом некоторых осколков деления. Если бета-распад происходит на уровень конечного ядра, энергия возбуждения которого превышает энергию связи нейтрона, то распад ядра из этого состояния может произойти не путем испускания гамма-кванта, как обычно, а путем испускания нейтрона. Вылет нейтрона происходит практически в то же мгновение, как только образуется возбужденное ядро, но относительно процесса деления исходного ядра этот момент оказывается отодвинутым на время, которое потребовалось для бета-распада осколка. Поэтому запаздывающие нейтроны вылетают практически одновременно с бета-частицами, и их выход во времени описывается таким же экспоненциальным законом и с тем же периодом полураспада, что и бета-распад осколка.

Доля запаздывающих нейтронов определяется как отношение числа запаздывающих нейтронов к числу всех вторичных нейтронов деления: β = N зап. n / N n . Значения β для некоторых ядер при делении их нейтронами различных энергий приведены в табл.1.6.

Таблица 1.6. Доли запаздывающих нейтронов при делении ядер

Исходный	Β (%) при делении ядер
	Тепловыми нейтронами	Нейтронами с энергией 2 МэВ
233 U
235 U
238 U
239 Pu

Поскольку запаздывающие нейтроны могут возникать при распаде различных ядер -осколков (называемых ядрами - предшественниками запаздывающих нейтронов), каждый из которых распадается со своим периодом полураспада, то и запаздывающие нейтроны образуют несколько групп, каждая из которых имеет свой период полураспада. Основные параметры этих групп приведены в табл. 1.7. В этой таблице относительные выходы запаздывающих нейтронов нормированы на единицу. Энергии запаздывающих нейтронов несколько меньше средней энергии мгновенных нейтронов (2 МэВ), так как они вылетают из менее возбужденных осколков. Периоды полураспада групп запаздывающих нейтронов не совсем точно совпадают с периодами полураспада выделенных предшественников, так как на самом деле предшественников запаздывающих нейтронов гораздо больше – некоторые исследователи находили их до нескольких десятков. Нейтроны от предшественников с близкими периодами сливаются в одну группу с некоторым усредненным периодом, который и заносится в таблицы. По этой же причине выходы групп и их периоды зависят от типа делящегося ядра и энергии первичных нейтронов, так как при изменениях этих двух параметров изменяются выходы осколков деления, а, следовательно – изменяется и состав групп.

Таблица 1.7. Параметры групп запаздывающих нейтронов при делении 235 U тепловыми нейтронами

Номер группы	Период полураспада (сек)	Относительный выход	Средняя энергия (кэВ)	Основной предшественник
				I -137
				I -138

Запаздывающие нейтроны играют определяющую роль в деле управления цепной реакцией деления и работой всего ядерного реактора в целом.

Мгновенное гамма-излучение при делении. Когда после вылета из осколка последнего нейтрона энергия возбуждения ядра осколка оказывается ниже энергии связи нейтрона в нем, дальнейший вылет мгновенных нейтронов оказывается невозможным. Но некоторая лишняя энергия в осколке еще остается. Эта избыточная энергия уносится из ядра серией испускаемых гамма-квантов. Как отмечалось выше, суммарная энергия мгновенных гамма-квантов составляет около 8 МэВ, среднее их число на одно деление равно приблизительно 10, следовательно, средняя энергия одного гамма-кванта при делении тяжелых ядер равна примерно 0,8 МэВ.

Таким образом, ядерный реактор является мощным источником не только нейтронов, но и гамма-излучения, и защищаться приходится от обоих этих видов излучений.

ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР УРАНА

Делиться могут только ядра некоторых тяжелых элементов, например, урана.

Ядро урана - 235 имеет форму шара. Поглотив нейтрон, ядро возбуждается и начинает деформироваться.
Оно растягивается из стороны в сторону до тех пор, пока кулоновские силы отталкивания между протонами не начнут преобладать над ядерными силами притяжения. После этого ядро разрывается на две части и осколки разлетаются со скоростью 1/30 скорости света. При делении ядра образуются еще 2 или 3 нейтрона.
Появление нейтронов объясняется тем, что число нейтронов в осколках оказывается больше, чем это допустимо.

Имеющие огромную скорость разлетающиеся осколки тормозятся окружающей средой.
Кинетическая энергия осколков превращается во внутреннюю энергию среды, которая нагревается.
Таким образом, деление ядер урана сопровождается выделением большого количества энергии.

ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ

Это процесс, в котором одна проведенная реакция вызывает последующие реакции такого же типа.

При делении одного ядра урана образовавшиеся нейтроны могут вызвать деления других ядер урана, при этом число нейтронов нарастает лавинообразно .

Отношение числа образовавшихся нейтронов в одном акте деления к числу таких нейтронов в предыдущем акте деления называется коэффициентом размножения нейтронов k.

При k меньше 1 реакция затухает, т.к. число поглщенных нейтронов больше числа вновь образовавшихся.
При k больше 1 почти мгновенно происходит взрыв.
При k равном 1 идет управляемая стационарная цепная реакция.

Цепная реакция сопровождается выделением большого количества энергии.

Для осуществлении цепной реакции не получается использовать любые ядра, делящиеся под влиянием нейтронов.

Используемый в качестве топлива для атомных реакторов химический элемент уран состоит в природе из двух изотопов: урана-235 и урана - 238.

В природе изотопы урана-235 составляют всего лишь 0,7% от всего запаса урана, однако именно они пригодны для проведения цепной реакции, т.к. делятся под влиянием медленных нейтронов.

Ядра урана-238 могут делиться лишь под влиянием нейтронов большой энергии (быстрых нейтронов ). Такую энергию имеют только 60% нейтронов, появляющихся при делении ядра урана-238. Примерно только 1 из 5 образовавшихся нейтронов вызывает деление ядра.

Условия протекания цепной реакции в уране-235:

Минимальное количество топлива (критическая масса), необходимое для проведения управляемой цепной реакции в атомном реакторе
- скорость нейтронов должна вызывать деление ядер урана
- отсутствие примесей, поглощающих нейтроны

Критическая масса:

Если масса урана мала, нейтроны будут вылетать за его пределы, не вступая в реакцию
- если масса урана велика, возможен взрыв за счет сильного увеличения числа нейтронов
- если масса соответствует критической, протекает управляемая цепная реакция

Для урана-235 критическая масса составляет 50 кг (это, например, шар из урана диаметром 9 см).

Первая управляемая цепная реакция - США в 1942 г. (Э.Ферми)
В СССР - 1946 г. (И.В.Курчатов).

Вспомни тему "Атомная физика" за 9 класс:

Радиоактивность.
Радиоактивные превращения.
Состав атомного ядра. Ядерные силы.
Энергия связи. Дефект масс.
Деление ядер урана.
Ядерная цепная реакция.
Ядерный реактор.
Термоядерная реакция.

Другие страницы по теме "Атомная физика" за 10-11 класс:

НЕМНОГО ИЗ ИСТОРИИ

В 1930 году в Кембридже Дж. Кокрофт и Э. Уолсон расщепили атом. Руководитель Кавендишской лаборатории лорд Э. Резерфорд публично высказался по поводу этого эксперимента: «Расщепление атома, это всего лишь наиболее элегантный эксперимент и элегантность его в том и состоит, что он не имеет никакого практического применения».
___

Когда во Франции начались работы по созданию атомного оружия и, соответственно, по очистке изотопов урана, внезапно обнаружилось, что уран из окрестностей западноафриканской деревушки Окло вместо 0.71% для урана-235, годного для боеприпасов, содержит только 0.68%. Последовавшее за этим разбирательство привело к открытию уникального, поистине единственного в своем роде объекта – природного ядерного реактора ! При этом при работе этого реактора расходовалась часть урана-235.
___

Недавно человечество отметило 50-летие атомных бомбардировок Хиросимы и Нагасаки. Путь к этим трагическим событиям проходил и под главной трибуной Чикагского стадиона, где 2-го декабря 1942 года была проведена первая цепная ядерная реакция .
___

Из анекдота о том, что такое цепная реакция : «Если кто-то разгуливает неподалеку от сидящей на цепи собаки, она начинает лаять, а следом за ней - и другие собаки».

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.

Вся эта путаница теперь вполне понятна. Оказа­лось, что под действием нейтронов в уране может про­исходить ядерное превращение нового типа. Это пре­вращение, обнаруженное в 1938 г. Ганом и Штрасма - ном и ставшее известным в начале 1939 г., состоит в том, что, захватив нейтрон, ядро урана может раз - делиться на две половинки.

Во всех других ядерных реакциях из ядра выле­тает, самое большее, альфа-частица. Здесь же из урана получаются два ядра среднего атомного веса, напри­мер, криптон и барий:

(уран) 2|| + нейтрон ->. (уран) Щ (криптон) ^ -[- (барий)’|?.

Энергия связи осколков, т. е. ядер криптона и бария, значительно больше, чем урана. Поэтому при делении урана выделяется огромная энергия в 170 миллионов вольт, т. е. в 10 раз больше, чем при разрушении лигия протонами. Энергия, выделяющаяся при делении, пере­ходит в кинетическую энергию осколков урана, т. е. эти осколки приобретают громадную скорость.

Деление урана, между прочим, аналогично расщеп­лению ЛИТИЯ:

(литий) -{- протон } (бериллий) ® -».(гелий) 2+ (гелий) *.

В обоих случаях ядро делится на две половинки, и при­чины выделения энергии также одинаковы. Однако, ядра, более тяжёлые, чем литий, всегда выбрасывают, самое большее, альфа-частицу; при разрушений лития также получаются лишь альфа-частицы. Стало быть, деление урана является совсем особым явлением.

Посмотрим, как это деление урана происходит. Ядро урана, состоящее более чем из двухсот частиц, подобно маленькой круглой заряжённой капельке и имеет шарообразную форму (рис. 16,а). Если же мы начнём изменять форму ядра, то будет происходить со­вершенно то же, что и с капелькой. При небольшом

48 растяжении ядра оно стремится вернуться к своей пер­воначальной шарообразной форме, так как в этом случае поверхность ядра самая маленькая; увеличе­ние же поверхности не выгодно, оно требует затраты энергии.

Но если мы сильно изменим - форму ядра, - так, как это показано на рис. 16,в, - то ядру будет уже вы­

Годнее развалиться на две половинки, потому что обе части ядра отталкиваются друг от друга электрически­ми силами, и это отталкиваниё становится существен-

Нее, чем проигрыш энергии, связанный с увеличением поверхности.

Таким образом, для того чтобы произошло деление ядра урана, нужно вызвать в ядре сильные движения, которые привели бы к нужному изменению его формы.

4 В. Л. Гинзбург 49

Попадающий в ядро урана нейтрон как раз и может возбудить сильные движения и тем самым привести к делению этого ядра. При делении получаются различ­ные осколки, напримгр, криптон и барий, или рубидий и цезий (от случая к случаю может получиться либо одна пара ядер, либо другая).

Осколки можно наблюдать в камере Вильсона (рис. 17).

Для всех осколков, получающихся при делении ура­на, характерна, однако, одна особенность - они ока­зываются очень перегружёнными нейтронами. Дело в

Том, что в более тяжёлых элементах отношение чис­ла нейтронов к числу протонов больше, чем в лёгких элементах.

Например, в уране2!! имеется 146 нейтронов и 92 протона, а в кислороде’в число нейтронов и прото­нов одинаково.

Существующие в природе изотопы криптона и бария имеют соответственно самое большее 50 и 82 нейтрона, или в сумме 132 нейтрона. Между тем, в ядре урана с весом 239, распадающемся на криптон и барий, имеет­ся 147 нейтронов; поэтому ядра криптона и бария, об­разовавшиеся при делении урана, вместе будут иметь 50

15 лишних нейтронов. Это обстоятельство приводит к тому, что в осколках, получившихся от деления урана, лишние нейтроны превращаются в протоны, т. е. эти осколки оказываются радиоактивными и испускают бе­та-частицы. Криптон, например, распадается таким образом:

(криптон) 3(Г> (рубидий) 37-- (электрон) (стронций) 38-)- (электрон).

Таким образом, при делении урана появляется очень «много элементов, большинство из которых радиоак­тивно.

Но перегрузка осколков нейтронами так велика, что одной радиоактивностью дело не ограничивается, и несколько нейтронов просто вылетает в свободном виде.

Следовательно, при делении урана, вызываемом нейтронами, освобождаются новые нейтроны, количест­во которых равно двум или трём на одно разваливаю­щееся ядро (рис. 18).

Этот факт и играет решающую роль в использова­нии ядерной энергии.

Деление урана оказывается ядерным превращением как раз такого типа, при котором один нейтрон приво­дит к вылету нескольких новых нейтронов. Одновре­менно выделяется большая энергия. Если нейтроны, образовавшиеся при делении, могут с успехом вызы­вать новые деления ядер, то число нейтронов и разби­тых ядер будет всё время нарастать, и реакция не пре­кратится.

Более того, если не принять специальных мер, то эта реакция будет нарастать так бурно, что получится взрыв. Подобная реакция, нарастающая без всяких внешних источников, как мы уже говорили, называется цепной реакцией.

Оказалось, что в уране такая цепная реакция при определённых условиях может быть осуще­ствлена.

Именно таким образом и была впервые высвобож­дена ядерная энергия.