Файл: ЧС и радбез. Курс лекций 2014.pdf

образуемые ядра менее прочны, чем исходные. Отсюда следует, что если разделить тяжелое ядро на две части (осколки) или соединить два легких ядра, то в обоих случаях должна выделиться

энергия. Например, при делении ядра 23592 U (энергия связи

Е1 = 1750 МэВ) на два примерно равных по массе осколка (энергия связи Е2 = 1950 МэВ) должна выделится энергия, равная разности

Е2 – Е1 = 1950 – 1750 = 200 МэВ.

Энергия, освобождаемая при различных превращениях ядер, называется ядерной.

Оба пути получения ядерной энергии – деление тяжелых ядер и соединение (синтез) легких ядер – используются в настоящее время. Первый путь применяется в ядерных реакциях с тяжелыми элементами, например с изотопами урана, второй – в термоядерных реакциях с легкимиэлементами, напримерсизотопамиводорода(дейтерием, тритием).

Деление ядер атомов может происходить самопроизвольно или при воздействии на них различных элементарных частиц и легких ядер.

Самопроизвольный распад ядер происходит в естественных условиях, при этом интенсивность процесса не поддается управлению и определяется исключительно индивидуальными физическими свойствами самих радионуклидов и не зависит от внешних условий.

В атомных реакторах и ядерных боеприпасах деление ядер атомов (делящихся) веществ осуществляется при помощи нейтронов. Эти ядерные частицы способны сравнительно легко проникать в ядро, поскольку им не приходится преодолевать при этом электростатические силы отталкивания ядра.

Механизм деления тяжелых ядер под действием нейтронов показан на рис. 5 (на примере деления 23592 U).

Нейтрон

Ядро

Нейтрон

Рис. 5. Механизм деления тяжелых ядер

50

Нейтрон захватывается ядром 23592 U, при этом образуется неустой-

чивое промежуточное ядро 23692 U вследствие получения ядром допол-

нительной энергии (возбуждения), равной сумме энергии связи нуклонов в ядре и кинетической энергии захваченного нейтрона n.

Если энергия возбуждения промежуточного ядра превысит определенный порог, величина которого различна для разных ядер, ядро разделится на части (осколки), т. е. произойдет реакция деления. Если же указанный порог не будет превышен, то деление не произойдет, а выделится элементарная частица или гамма-квант с определенной энергией, а ядро возвратится в основное состояние.

Из всех известных реакций деления тяжелых ядер нейтронами наибольший интерес представляют реакции деления ядер атомов 23392 U,

23592 U и 23994 Pu. При захвате ядрами этих изотопов нейтронов даже с

очень небольшой энергией (медленных нейтронов) происходит деление ядер на два осколка, обладающих большей энергией, чем исходные ядра. Кроме того, в момент деления испускаются 2–3 нейтрона, которые способны разделить 2–3 новых ядра этих же изотопов, в результате чего могут появиться еще 2–3 нейтрона на каждое разделившееся ядро, и т. д. (рис. 6).

Нейтрон

Осколок Осколок

Вторичные нейтроны

Рис. 6. Цепная ядерная реакция деления 23592 U

Следовательно, в большой массе этих изотопов создаются условия для возникновения саморазвивающейся цепной ядерной реакции

51

деления, при которой число делящихся ядер будет нарастать лавинообразно и в течение весьма малого промежутка времени выделится огромное количество энергии. Так при делении всех ядер атомов,

находящихся в 1 г 23592 U, освобождается такое же количество энергии,

как при взрыве тротилового заряда весом 20 т.

В других изотопах урана и плутония саморазвивающаяся цепная реакция деления осуществлена быть не может, т. к. энергия нейтронов, образующихся при делении ядер атомов этих изотопов, недостаточна для последующих делений. Так, например, для деления ядра

23892 U требуются нейтроны с кинетической энергией не менее 0,9 МэВ.

Вещества, в которых возможно осуществление саморазвивающейся цепной ядерной реакции деления, называют делящимися ве-

ществами или ядерным горючим.

Саморазвивающаяся (цепная) реакция деления на тепловых нейтронах может носить неуправляемый (взрывной) характер, при этом она служит источником энергии в ядерных боеприпасах, и управляемый характер – служит источником получения тепловой энергии в ядерных реакторах.

Для получения управляемой цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон идущего на деление второго тяжелого ядра.

Основное количество энергии ядерных реакций выделяется в виде теплоты. Так, например, температура в области ядерного взрыва достигает 10 млн. градусов Цельсия.

В ядерных реакторах используются не чистые изотопы, а их смеси, например природный уран ( 23892 U), обогащенный изотопами 23592 U

(до 5%). С помощью специальных поглотителей нейтронов число делений в единицу времени поддерживается на заданном уровне, не приводящем к перегреву и разрушению реактора.

Процесс деления может происходить различными путями. Наиболее вероятным является деление на осколки, массы которых относятся

приблизительно как 2 : 3. Реакция деления 23592 U:

52

Другим способом получения ядерной энергии является соединение легких ядер (реакция синтеза). Осуществить реакцию синтеза значительно труднее, чем реакцию деления. Это объясняется тем, что соединению ядер препятствует их взаимное электростатическое отталкивание. Соединиться могут только ядра, обладающие большим запасом кинетической энергии. Такие ядра, двигаясь с огромной скоростью, могут сближаться настолько, что между ними начнут действовать ядерные силы взаимного притяжения, которые обусловливают соединение легких ядер, сопровождающееся выделением быстрых нейтронов. Необходимую скорость движения ядра могут приобрести при температуре порядка миллионов градусов. По этой причине реакции синтеза ядер называются термоядерными реакциями.

В природе термоядерные реакции существуют в недрах Солнца и Звезд, где температура достигает десятков миллионов градусов. В земных условиях температура, необходимая для протекания реакции синтеза ядер, пока что достигается только в зоне ядерного взрыва, основанного на делении тяжелых ядер.

Создание высокой температуры с помощью внешнего источника необходимо лишь для начала реакции, а затем она сможет поддерживаться за счет собственной энергии. Если энергетические потери окажутся большими, чем выделяющаяся энергия, то температура понизится и термоядерная реакция прекратится.

С точки зрения получения энергии представляют интерес следующие реакции:

При реакции соединения дейтерия ( 21H) и трития (31 H) обеспечивается максимальное выделение энергии и испускание нейтронов высоких энергий, способных вызвать деление изотопа 23892 U, составляю-

щего в природной смеси урана более 99%.

Оценка энергетического эффекта термоядерной реакции показывает, что при синтезе 1 кг 42 Не выделяется в 5 раз больше энергии, чем при делении 1 кг 23592 U.

53

Если для реакции термоядерного синтеза использовать гидрид лития (LiH), то реакция протекает по схеме

63 Li 01 n 31H 42 He 4 МэВ.

Далее образовавшийся тритий вступает в реакцию с дейтерием и выделяется основное количество энергии:

31 H 21H 42He 01 n 17,6 МэВ.

Применение гидрида лития в качестве термоядерного горючего дает возможность отказаться от непосредственного использования дорогого радиоактивного трития.

Ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах

Ядерные энергетические установки используются на атомных электрических станциях, на спутниках Земли, на крупном морском транспорте, основным элементом которых является ядерный реактор.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер, сопровождающаяся выделением энергии. Как уже отмечалось ранее, условием осуществления самоподдерживающейся цепной ядерной реакции является наличие достаточного количества вторичных нейтронов, возникающих в процессе деления тяжелого ядра на более легкие ядра (осколки) и имеющих возможность участвовать в дальнейшем процессе деления тяжелых ядер.

Основными частями ядерного реактора любого типа являются:

1)активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия;

2)отражатель нейтронов, который окружает активную зону и способствует уменьшению утечки нейтронов из активной зоны путем их отражения обратно в зону. Материалы отражения должны обладать малой вероятностью захвата нейтронов, но большой вероятностью их упругого рассеивания;

3)теплоноситель– используетсядляотводатеплаизактивнойзоны;

4)система управления и регулирования цепной реакции;

5)система биологической защиты (радиационной защиты),

предохраняющая обслуживающий персонал от вредного действия ионизирующего излучения.

Вядерных реакторах на медленных нейтронах активная зона кроме ядерного топлива содержит замедлитель быстрых нейтронов, образующихся при цепной реакции деления атомных ядер. Применяют

54

замедлители (графит), а также органические жидкости и воду, которые одновременно могут служить и теплоносителем. Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть деления ядер происходит под влиянием быстрых нейтронов с энергией больше 10 кэВ. Реактор без замедлителя – реактор на быстрых нейтронах – может стать критическим лишь при использовании природного урана, обогащенного

изотопом 23592 U до концентрации около 10%.

В активной зоне реактора на медленных нейтронах расположены тепловыделяющие элементы, содержащие смесь 23892 U и 23592 U, и замед-

литель, в котором нейтроны замедляются до энергии около 1 эВ.

Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) представляют собой блоки из делящегося материала, заключенные в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. За счет энергии деления тепловыделяющие элементы разогреваются и отражают энергию теплоносителю, который циркулирует в каналах.

К ТВЭЛам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционным материалом ТВЭЛа и минимум конструкционного материала в активной зоне; отсутствие взаимодействия ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой ТВЭЛов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическая форма ТВЭЛа должна обеспечить требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности ТВЭЛа, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. ТВЭЛы должны обладать радиационной стойкостью, простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива, низкой стоимостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек ТВЭЛов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3–5 лет) и последующего хранения отработавших ТВЭЛов до отправки на переработку (1–3 года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения ТВЭЛов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего его расчетного срока службы не превышались установленные пределы

55