Розподіл важких ядер
Розподіл важких ядер. На відміну від радіоактивного розпаду ядер, що супроводжується випусканням? - або? -частинок, реакції поділу - це процес, при якому нестабільне ядро ділиться на два великих фрагмента порівнянних мас.
У 1939 році німецькими вченими О. Ганом і Ф. Штрассманом було відкрито ділення ядер урану. Продовжуючи дослідження, розпочаті Фермі, вони встановили, що при бомбардуванні урану нейтронами виникають елементи середньої частини періодичної системи - радіоактивні ізотопи барію (Z = 56), криптону (Z = 36) і ін.
Уран зустрічається в природі у вигляді двох ізотопів: U 235 (99,3%) і U 238 (0,7%). При бомбардуванні нейтронами ядра обох ізотопів можуть розщеплюватися на два осколка. При цьому реакція поділу U 235 найбільш інтенсивно йде на повільних (теплових) нейтронах, в той час як ядра U 238 вступають в реакцію ділення тільки з швидкими нейтронами з енергією порядку 1 МеВ.
Зверніть увагу, що в результаті поділу ядра, ініційованого нейтроном, виникають нові нейтрони, здатні викликати реакції поділу інших ядер. Продуктами ділення ядер урану-235 можуть бути і інші ізотопи барію, ксенону, стронцію, рубідію і т. Д.
Кінетична енергія, що виділяється при поділі одного ядра урану, величезна - близько 200 МеВ. Оцінку виділяє при розподілі ядра енергії можна зробити за допомогою питомої енергії зв'язку нуклонів в ядрі. Питома енергія зв'язку нуклонів в ядрах з масовим числом A. 240 порядку 7,6 МеВ / нуклон, в той час як в ядрах з масовими числами A = 90-145 питома енергія приблизно дорівнює 8,5 МеВ / нуклон. Отже, при розподілі ядра урану звільняється енергія порядку 0,9 МеВ / нуклон або приблизно 210 МеВ на один атом урану. При повному розподілі всіх ядер, що містяться в 1 г урану, виділяється така ж енергія, як і при згорянні 3 т вугілля або 2,5 т нафти.
Продукти поділу ядра урану нестабільні, так як в них міститься значна надмірне число нейтронів. Дійсно, ставлення N / Z для найбільш важких ядер близько 1,6 (рис. 1), для ядер з масовими числами від 90 до 145 це відношення порядку 1,3-1,4. Тому ядра-осколки випробовують серію послідовних. - розпадів, в результаті яких число протонів в ядрі збільшується, а число нейтронів зменшується до тих пір, поки не утвориться стабільне ядро.
При розподілі ядра урану-235, яке викликано зіткненням з нейтроном, звільняється 2 або 3 нейтрона. При сприятливих умовах ці нейтрони можуть потрапити в інші ядра урану і викликати їх розподіл. На цьому етапі з'являться вже від 4 до 9 нейтронів, здатних викликати нові розпади ядер урану і т. Д. Такий лавиноподібний процес називається ланцюговою реакцією. Схема розвитку ланцюгової реакції поділу ядер урану представлена на рис.1.
Схема розвитку ланцюгової реакції.
Для здійснення ланцюгової реакції необхідно, щоб так званий коефіцієнт розмноження нейтронів був більше одиниці. Іншими словами, в кожному наступному поколінні нейтронів має бути більше, ніж в попередньому. Коефіцієнт розмноження визначається не тільки числом нейтронів, що утворюються в кожному елементарному акті, а й умовами, в яких протікає реакція - частина нейтронів може поглинатися іншими ядрами або виходити із зони реакції. Нейтрони, що звільнилися при розподілі ядер урану-235, здатні викликати розподіл лише ядер цього ж урану, на частку якого в природному урані доводиться всього лише 0,7%. Така концентрація виявляється недостатньою для початку ланцюгової реакції. Ізотоп U 235 також може поглинати нейтрони, але при цьому не виникає ланцюгової реакції.
Хорошим сповільнювачем є також графіт, ядра якого не поглинають нейтронів. При пружному взаємодії з ядрами дейтерію або вуглецю нейтрони сповільнюються до теплових швидкостей.
Застосування сповільнювачів нейтронів і спеціальної оболонки з берилію, яка відображає нейтрони, дозволяє знизити критичну масу до 250 г.
В атомних бомбах ланцюгова некерована ядерна реакція виникає при швидкому з'єднанні двох шматків урану-235, кожен з яких має масу трохи нижче критичної.
Пристрій, в якому підтримується керована реакція ділення ядер, називається ядерним (або атомним) реактором. Схема ядерного реактора на повільних нейтронах приведена на рис.2.
Схема пристрою ядерного реактора.
Активна зона охолоджується за допомогою прокачується теплоносія, в якості якого може застосовуватися вода або метал з низькою температурою плавлення (наприклад, натрій, який має температуру плавлення 98 ° C). У парогенераторі теплоносій передає теплову енергію воді, перетворюючи її в пару високого тиску. Пара іде в турбіну, з'єднану з електрогенератором. З турбіни пар надходить в конденсатор. Щоб уникнути витоку радіації контури теплоносія I і парогенератора II працюють по замкнутих циклів.
Однак, головна проблема полягає в забезпеченні повної радіаційної безпеки людей, що працюють на атомних електростанціях, і запобігання випадкових викидів радіоактивних речовин, які у великій кількості накопичуються в активній зоні реактора. При розробці ядерних реакторів цій проблемі приділяється велика увага. Проте, після аварій на деяких АЕС, зокрема на АЕС в Пенсільванії (США, 1979 г.) і на Чорнобильській АЕС (1986 рік), проблема безпеки ядерної енергетики встала з особливою гостротою.
Поряд з описаним вище ядерним реактором, що працює на повільних нейтронах, великий практичний інтерес представляють реактори, що працюють без сповільнювача на швидких нейтронах. У таких реакторах ядерним пальним є збагачена суміш, що містить не менше 15% ізотопу Перевага реакторів на швидких нейтронах полягає в тому, що при їх роботі ядра урану-238, поглинаючи нейтрони, за допомогою двох послідовних. - розпадів перетворюються в ядра плутонію, які потім можна використовувати в якості ядерного палива:
Коефіцієнт відтворення таких реакторів досягає 1,5, тобто на 1 кг урану-235 виходить до 1,5 кг плутонію. У звичайних реакторах також утвориться плутоній, але в набагато менших кількостях.
Перший ядерний реактор був побудований в 1942 році в США під керівництвом Е. Фермі. У нашій країні перший реактор був побудований в 1946 році під керівництвом І. В. Курчатова.