Реакції поділу ядер. Ланцюгові реакції. Поняття про ядерну енергетику

Важливу групу ядерних реакцій складають реакції поділу важких ядер при їх бомбардуванні нейтронами (О. Ган, Р. Штрасман, О. Фріш, Л. Мейтнер, 1938 р.). При цьому ядро ділиться на декілька більш легких ядер (найчастіше – на два уламки зі співвідношенням мас 2:3) з випроміненням 2-3 вторинних нейтронів і виділенням величезної енергії (порядку 1 МеВ на нуклон); наприклад,

. (7.36)

Мінімальна енергія, необхідна для поділу ядра, називається енергією активації; її вносить в ядро бомбардуючий нейтрон. Це приводить до деформації ядра внаслідок порушення рівноваги кулонівських сил і сил поверхневого натягу (в рамках краплинної моделі ядра), поділу ядра і розлітання уламків з великими швидкостями (Н. Бор, Я.І. Френкель, 1938р.). Уламки виносять понад 80% енергії поділу, ~ 10МеВ виносять нейтрони, решта енергії виділяється під час b ^– -перетворень продуктів поділу.

Оскільки відношення числа нейтронів до числа протонів для середніх ядер ~ 1,3, а для важких ядер ~ 1,6, звільнення уламків від надлишку нейтронів і приводить до виникнення вторинних нейтронів. Переважна більшість їх виникає в момент поділу (миттєві нейтрони); однак, ~ 0,7% вторинних нейтронів виникають з запізненням (запізнілі нейтрони). Вони “випаровуються” b ^– -радіоактивними уламками вже після поділу ядра з розкидом в часі від 0,05 с до десятків секунд. Саме це дозволяє плавно керувати ланцюговою реакцією поділу.

Ядерна реакція стає ланцюговою, якщо частинки, що її викликають, виникають як продукти цієї реакції. В реакції типу (8.36), викликаній тепловим нейтроном, вторинні нейтрони є швидкими (з енергією E > 1 МеВ) в середній кількості n = 2,5 на кожний акт поділу. Якщо частина f загальної кількості вторинних нейтронів буде використана для продовження реакції поділу, то на один нейтрон першого покоління прийдеться

(8.37)

нейтронів другого покоління, тому швидкість зміни потоку нейтронів і

, (8.38)

де n ₀ – потік нейтронів при t = 0, t – час життя покоління нейтронів.

Якщо , здійснюється самопідтримувана ланцюгова реакція, що має місце в ядерних реакторах. При реакція перестає бути регульованою і закінчується вибухом; при ланцюгова реакція згасає.

Вивчення можливостей реалізації цих умов показало, що природний уран містить ~99,3% ізотопу і ~0,7% ізотопу . Ядра діляться як швидкими, так і тепловими нейтронами, ядра діляться лише швидкими нейтронами з енергією Е > 1 МеВ, але ефективний переріз поділу s для них малий. Конкуруючими процесами є непружне розсіяння і радіаційне захоплення нейтронів, тому в природному урані ланцюгова реакція поділу самочинно розвинутись не може, вона згасає. Якщо природний уран достатньо збагачений ізотопом , то на швидких нейтронах реалізується співвідношення типу (8.37):

, (8.39)

де – середнє число нейтронів на кожний захоплений нейтрон, – коефіцієнт використання швидких нейтронів. З умови визначаються критичні розміри і критична маса атомної бомби, що для дає R ~ 9 см і m_кр ~ 50 кг. При ядерні заряди можна зберігати; при з’єднанні докритичних мас у надкритичні відбувається атомний вибух, еквівалентний вибуху 2×10⁴ тон тротилу (США, 1945; СРСР, 1949р).

При реалізації ланцюгової реакції поділу на теплових нейтронах необхідне використання сповільнювача нейтронів (важка вода , графіт, які мало поглинають нейтрони). Тоді стає можливим використання природного урану. Коефіцієнт розмноження теплових нейтронів у цьому випадку визначається співвідношенням:

. (8.40)

Це – так звана формула чотирьох співмножників, де h – коефіцієнт зростання потоку нейтронів за рахунок поділу ядер швидкими нейтронами, j – доля сповільнюваних нейтронів, які не зазнають поглинання ядрами , q – коефіцієнт використання теплових нейтронів (не поглинутих домішками і не вилітаючих за межі активної зони). Якщо перші два співмножники залежать лише від активно подільчого матеріалу, другі два суттєво залежать від конструкції пристрою (реактора).

Оптимізація цих коефіцієнтів в уран-графітовому реакторі (реактор гетерогенного типу), де стрижні з природного урану відповідного діаметра складаються у своєрідну решітку з блоками графітового сповільнювача, дозволяє досягти і за допомогою автоматично регульованих стрижнів з Cd і B, які активно поглинають нейтрони, підтримувати регульовану ланцюгову реакцію поділу ядер на заданому рівні (США, 1942р; СРСР, 1946р). Використання відповідного теплоносія (вода, рідкі метали), який циркулює через активну зону, дозволяє відводити з неї тепло, що виділяється за рахунок утилізації кінетичної енергії уламків поділу, і перетворювати її в енергію пари (атомні двигуни) та електричну енергію (атомні електростанції). Запуск і плавне регулювання роботи атомного реактора можливі за рахунок використання запізнілих нейтронів; його зупинка досягається скиданням в реактор поглинаючих стрижнів з Cd і В, внаслідок чого k стає меншим одиниці.

Оскільки запаси урану на Землі обмежені, перспективним є використання так званих реакторів-бридерів (розмножувачів), які працюють на швидких нейтронах. Тут миттєві нейтрони реактора використовуються частково для підтримання ланцюгової реакції, а частково – для відтворення ядерного пального. За рахунок радіаційного захоплення нейтронів ядрами виникає ізотоп , який після двох b ^– -розпадів перетворюється в :

Цей ізотоп, як і , являється активно подільчим матеріалом.

На цих засадах базується сучасна ядерна енергетика з усіма її використаннями у мирних і військових цілях та екологічними проблемами, які вона породила. Зокрема, дуже актуальною є проблема поховання радіоактивних відходів, що накопичуються

Я́дерна енерге́тика (атомна енергетика) — галузь енергетики, що використовує ядерну енергію для електрифікації і теплофікації; область науки і техніки, що розробляє методи і засоби перетворення ядерної енергії в електричну і теплову.

Основа ядерної енергетики — атомні електростанції. Перша атомна електростанція (5 МВт), що поклала початок використанню ядерної енергії в мирних цілях, була пущена в СРСР у 1954. До початку 90-их у 27 країнах світу працювало понад 430 ядерних енергетичних реакторів загальною потужністю біля 340 ГВт. За прогнозами фахівців, частка ядерної енергетики в загальній структурі вироблення електроенергії у світі буде безупинно зростати за умови реалізації основних принципів концепції безпеки атомних електростанцій. Головні принципи цієї концепції — істотна модернізація сучасних ядерних реакторів, посилення мір захисту населення і навколишнього середовища від шкідливого техногенного впливу, підготовка висококваліфікованих кадрів для атомних електростанцій, розробка надійних сховищ радіоактивних відходів тощо.

Термоядерна реакція синтезу на Землі поки-що здійснена лише як вибухова у водневій бомбі (СРСР, США, 1953 р.), де детонатором служить атомна бомба, внаслідок вибуху якої у рівнокомпонентній суміші дейтерію і тритію виникають температура Т ~ 10⁸ К і тиск Р ~ 10¹² атм, що приводить до “підпалювання” термоядерної реакції синтезу

. (8.42)

В цій реакції виділяється енергія ~ 17,6 МеВ, яка на одиницю маси реагуючої речовини в 4 рази більша, ніж в реакції поділу; тому енергія термоядерних бомб становить ~ 10⁵ – 10⁶ т тротилового еквіваленту.

Надзвичайно привабливими видаються перспективи керованого термоядерного синтезу (КТС) як з точки зору практичної невичерпності дешевого для КТС пального (дейтерію у водах океанів), так і з огляду на суттєво меншу екологічну загрозу реакторів КТС. Тому вивчення КТС розпочалося ще у 50-ті роки ХХ століття.

Створення реактора КТС передбачає:

1) одержання плазми потрібної концентрації n, нагрітої до температур ~ 10⁸ – 10⁹ К;

2) утримання плазмової конфігурації протягом часу t, необхідного для протікання термоядерних реакцій.

При цьому повинен виконуватись так званий критерій Лоусона:

(8.43)

Керовано нагріти речовину до таких температур можна: потужним газовим розрядом, гігантським лазерним імпульсом або бомбардуванням інтенсивним пучком часток. Тому дослідження проблем КТС ведуться в напрямках створення квазістаціонарних реакторів з магнітним утримуванням плазми та імпульсних реакторів з інерційним утримуванням плазми. В обох підходах ще є принципові труднощі, пов’язані з нестійкістю плазмових конфігурацій та проблемою домішок у плазмі, що ведуть до надмірних енергетичних втрат. Але небезпідставним є і оптимізм, що реактор енергетики майбутнього буде побудований.

 

Важливим для практичних застосувань радіоактивності є поняття активності. Під активністю радіоактивного зразка розуміють число розпадів, які відбуваються в ньому за одиницю часу,

. (8.29)

З (8.13) випливає, що

, (8.30)

тобто активність змінюється з часом за законом

, (8.31)

де – активність при . Одиницею активності в СІ є 1 бекерель [ Бк ], що відповідає одному розпадові за секунду. Позасистемними одиницями активності є 1 кюрі [ Кі ] та 1 резерфорд [ Рд ]; 1 Кі = 3,7×10¹⁰ Бк, 1 Рд = 10⁶ Бк.