ВУЗ: Томский государственный университет систем управления и радиоэлектроники
Категория: Учебное пособие
Дисциплина: Ядерная физика
Добавлен: 23.10.2018
Просмотров: 3821
Скачиваний: 10
36
Глава 3. Ядерные реакции
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Реакторы с замедлителем бывают гомогенными (ядерное топливо
и замедлитель представляют собой однородную смесь) и гетеро-
генными (ядерное топливо в активной зоне располагается дискрет-
но в виде вертикальных стержней, называемых тепловыделяющи-
ми элементами — твэлами), рисунок 3.1.
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Рис. 3.1 – Схема разреза части гетерогенного реактора: 1 — отражатель,
2 — замедлитель, 3 — ТВЭЛ, 4 — регулирующий стержень, 5 — канал охлаждения
Первый реактор, построенный Э. Ферми, был гетерогенным реактором, со-
бранным из 45 тонн природного урана и 450 тонн графита, мощность 100 кВт.
Сходными параметрами обладал и первый реактор в СССР, построенный в 1946 г.
(50 тонн урана, 500 тонн графита), мощность 10 кВт.
Если k
= 1,01, то уже будет взрыв. Регулирование цепной реакции в реакторе на
тепловых нейтронах осуществляется путем введения в активную зону вертикаль-
ных стержней из кадмия, карбида бора и других веществ, сильно поглощающих
нейтроны.
При работе ядерного реактора происходит накопление продуктов деления и об-
разование трансурановых элементов.
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Накопление радиоактивных элементов называется отравлением
реактора, а накопление стабильных продуктов — зашлаковыванием.
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Отравление вызывается преимущественно
135
Xe, который, претерпевая
β-рас-
пад с периодом
τ = 9,2 часа, превращается в практически стабильный цезий (
135
Cs).
Отравление и зашлаковывание приводит к уменьшению k и, следовательно, умень-
шению мощности реактора. Поэтому регулирующие стержни сначала погружают
глубоко в активную зону, затем, по мере выгорания ядерного топлива, их посте-
пенно поднимают.
Важная роль в ядерной энергетике в настоящее время отводится реакторам-
размножителям (бридерам). Это такие реакторы (на быстрых нейтронах), в кото-
3.3 Термоядерные реакции
37
рых происходит не только выработка энергии, но и наработка (расширенное восп-
роизводство) делящегося материала. Используются реакции
238
U
→
239
Pu и
232
Th
→
→
233
U. Выделение образующихся
239
Pu и
233
U из урана и тория соответственно
происходит химическим путем, что существенно дешевле и быстрее, чем методы
диффузии и центрифугирования.
Сейчас применяется обогащенный
238
U с высоким содержанием
235
U (до 30%);
232
Th как сырье пока не нашел применения; он не образует богатых месторожде-
ний, и технология извлечения его из руд сложнее технологии извлечения урана.
Но запасы тория в десятки раз больше, чем урана.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах могут «сжечь» 0,5–1% урана, бри-
деры — в десятки раз больше.
Основные недостатки реакторов.
1. Эксплуатация ядерных реакторов, использующих реакцию деления, тре-
бует высочайшей квалификации обслуживающего персонала, соблюдения
чрезвычайно жестких норм техники безопасности. Разработка надежной
конструкции, изготовление реактора — дорогое удовольствие. Аварии на
ядерных реакторах могут привести не только к человеческим жертвам, но
и серьезным экологическим катастрофам, последствия от которых могут
ощущаться десятки и сотни лет.
2. Но главный недостаток — до сих пор не решена проблема, что делать с от-
работавшими ядерными реакторами. Они содержат много радиоактивных
элементов с периодом полураспада в десятки и сотни лет: у
90
Sr T
=
= 24 000 лет.
Захоронение ядерных отходов — крупная проблема человеческой цивилизации
в настоящее время.
3.3 Термоядерные реакции
Ядерный синтез, т. е. слияние легких ядер, также сопровождается выделением
огромной энергии. Чтобы преодолеть потенциальный барьер кулоновского оттал-
кивания, необходима энергия
E
=
k
⋅ z
1
⋅ z
2
⋅ e
2
r
,
где r
≅ 2 ⋅ 10
−15
м — расстояние начала действия ядерных сил. Даже для z
1
= z
2
=
= 1 E ≅ 0,7 МэВ. На долю каждого ядра приходится энергия E
1
= 0,35 МэВ, этой
энергии соответствует температура T
≅ 2 ⋅ 10
9
К, поэтому реакция синтеза называ-
ется термоядерной реакцией. Из-за максвелловского распределения по скоростям
возможно уменьшение этой цифры до T
≅ 10
8
К. Но в любом случае — это огром-
ная температура, которую не так просто получить и поддерживать.
Особенно благоприятны условия для слияния легких ядер дейтерия (Д) и три-
тия (T).
На рисунке 3.2 изображены зависимости сечения реакции от энергии налетаю-
щих ядер для некоторых реакций. В ядерной физике вероятность взаимодействия
38
Глава 3. Ядерные реакции
измеряется в барнах (1 барн = 10
−28
м
2
), поэтому называется сечением (взаимодей-
ствия, реакции).
Видно, что при E
≅ 100 кэВ вероятность слияния ядер Д и T почти в 10
3
раз
выше, чем в других реакциях. Именно эти вещества образуют заряд водородной
бомбы.
Рис. 3.2 – Зависимость сечения реакции ядерного
синтеза от энергии налетающего ядра
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Запалом служит обычная атомная бомба, ее роль — создать необ-
ходимую температуру T
≅ 10
8
К.
2
1
H
+
3
1
H
→
4
2
He
+
1
0
n.
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Энергетический выход этой реакции Q
= 17,6 МэВ; она распределяется так:
3,5 МэВ уносит
α-частица, 14,1 МэВ — нейтрон. На один нуклон приходится
17,6
/5 = 3,5 МэВ, что почти в 4 раза больше, чем при реакции деления.
Тритий радиоактивен, период полураспада его равен 12,5 лет, поэтому в при-
роде он не встречается. В водородной бомбе в качестве «горючего» используется
смесь дейтерия с литием (Li). Образующиеся во время взрыва атомной бомбы ней-
троны взаимодействуют с Li:
6
3
Li
+
1
0
n
→
3
1
H
+
4
2
He
+ 4,8 Mэв.
Мало того, что в результате этой реакции образуется тритий, который затем
вступает в реакцию синтеза с ядрами дейтерия, так еще выделяется 4,8 МэВ энер-
гии. (Идея именно этой реакции принадлежит А. Сахарову.) [2].
3.3 Термоядерные реакции
39
3.3.1 Проблемы управляемой термоядерной реакции
В водородной бомбе реакция синтеза носит неконтролируемый характер. Для
осуществления управляемой термоядерной реакции необходимо создать и поддер-
живать в некотором объеме T
⩾ 10
8
К.
Разогнать заряженную частицу до энергии 100–200 кэВ очень просто в уско-
рителе или даже в конденсаторе, достаточно приложить разность потенциалов
100–200 кВ. Осталось направить пучок ускоренных ядер на мишень, и все — ре-
актор готов. Но не тут-то было. Дело в том, что сечение ионизации
∼ 10
−20
м
2
,
примерно в 10
8
раз больше, чем сечение реакции Д + T. На каждый акт иониза-
ции тратится 30–40 эВ. Умножив это на 10
8
, получим, что мы должны затратить
энергии в несколько раз больше, чем получим.
Мишень должна состоять из ядер, т. е. быть в виде плазмы, причем горячей.
Но если есть горячая плазма — не нужен пучок. Достаточно, чтобы в плазме были
необходимые для реакции ядра Д и T.
Реактор сможет поддерживать самого себя и отдавать еще сверх этого некото-
рую энергию потребителям только в том случае, если в результате реакции будет
выделяться мощность большая, чем мощность всех потерь. Потери энергии связа-
ны в основном с потерями на излучение (вспомните закон Стефана—Больцмана!)
и недостаточно хорошей теплоизоляцией плазмы. Нейтрон забирает 80% всей вы-
деляющейся энергии и, обладая огромной проникающей способностью, уносит
≅ 14 МэВ за пределы плазмы.
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Поддерживать плазму в горячем состоянии могут только ядра ге-
лия. И чтобы
α-частица отдала всю энергию ядрам Д и T, плазма
должна быть достаточно плотной в большом объеме. Часть энер-
гии, которую уносит нейтрон на стенки камеры и которая выделя-
ется там в виде тепла, можно превратить в электроэнергию (ради
этого, собственно, и разрабатываются реакторы), а часть возвра-
тить обратно в плазму.
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Расчеты показывают, что КПД такого процесса вряд ли будет больше 30%.
В плазму можно возвратить энергию
E
= E
α
+ η ⋅ E
n
,
где E
α
— энергия
α-частицы; E
n
— энергия нейтрона;
η — КПД.
Из расчёта баланса тепла в плазме реактора следует, что для успешной работы
реактора должно выполняться условие:
n
⋅ τ ⩾ 2 ⋅ 10
20
c
⋅ м
−3
,
где n — концентрация ядер,
τ — время удержания плазмы с такой концентрацией.
Это так называемый критерий Лоусона (Д. Лоусон (1923–2008 гг.), английский
физик). Для других реакций он будет еще жестче.
Чтобы представить себе цифры, входящие в критерий Лоусона, возьмем смесь
Д и T такой же плотности, как у воздуха при атмосферном давлении n
≅ 2⋅10
25
м
−3
.
40
Глава 3. Ядерные реакции
Тогда из критерия получим
τ ≅ 10
−5
c. Кажется немного! Но при такой концентра-
ции и температуре
≅ 10
8
К давление
P
= nkT = 2 ⋅ 10
25
⋅ 1,38 ⋅ 10
−23
⋅ 10
8
≅ 3 ⋅ 10
10
Пa
≅ 300 000 aтм !
Удержать плазму даже в течение 10 мкс при таком давлении — проблема. Если
исходить из того, чтобы при T
≅ 10
8
К давление было равно атмосферному, необ-
ходимо
τ = 1–2 c. Вот эти-то 1–2 с устойчивости плазмы не удается получить до
сих пор.
Наиболее перспективными с точки зрения удержания плазмы являются то-
камаки (тороидальные камеры с магнитными катушками), предложенные совет-
скими учеными Л. Арцимовичем (1909–1973 гг.), М. Леонтовичем (1903–1981 гг.),
Б. Кадомцевым (1928–1998 гг.). Самый крупный из действующих токамаков в СССР
Т-10 (запущен в 1975 г.) имеет следующие параметры: индукция магнитного поля
B
= 50 кГс (5 Тл), объем плазмы 5 м
3
, ток шнура 800 кА, T
≅ 1,2 ⋅ 10
7
К;
τ = 0,07 с;
n
= 8⋅10
19
м
−3
; n
⋅τ ⩾ 6⋅10
18
c
⋅м
−3
. На токамаке TFTR (США), запущенном в 1983 г.,
достигнуты значения: B
= 5,2 Тл; ток 2,5⋅10
6
А; T
= 2⋅10
8
К;
τ = 0,19 с; n = 10
20
м
−3
.
До критерия Лоусона осталось увеличить n
⋅ τ «всего» в 10 раз. Но этот порог не
преодолен до сих пор.
Инерционное удержание плазмы. А может быть совсем не удерживать плаз-
му? Эта идея возникла даже раньше, чем идея магнитного удержания. При взрыве
водородной бомбы T
≅ 10
8
К давление достигает миллионов атмосфер; плазма
разлетается очень быстро, но . . . не мгновенно. Мгновенному разлету плазмы пре-
пятствуют силы инерции и требуется
∼ 10
−6
с, чтобы преодолеть действие сил
инерции. За это время и успевает выделиться колоссальная энергия взрыва. Но как
нагреть плазму так быстро и чтобы этот процесс был управляемым? Об инерци-
онном удержании вспомнили только тогда, когда появились лазеры. Замечательное
свойство лазерного луча — концентрировать колоссальную мощность в небольшом
объеме — немедленно породило идею использовать лазерный луч для быстрого на-
грева небольших крупинок вещества до термоядерной температуры. Здесь тоже
произойдет взрыв, но если крупинка мала, взрыв будет несильным и его энергию
можно использовать в мирных целях.
Вначале все казалось просто. Берем смесь Д + T, замораживаем, приготавли-
ваем небольшие твердые шарики, затем фокусируем на шарик луч лазера — вот
и все. Концентрация атомов в твердом водороде n
= 4 ⋅ 10
28
м
−3
. Чтобы получить
n
⋅ τ ⩾ 2 ⋅ 10
20
c
⋅ м
−3
, требуется
τ ≅ 2 ⋅ 10
−9
с. При этом крупинка должна иметь
радиус r
= 2,5 мм (горошина). На нагрев такого шарика за время τ до 10
8
К тре-
буется 12
⋅ 10
6
Дж. Но на деле получилось все гораздо сложнее: неравномерный
нагрев мишени, отражение лазерного луча от образовавшейся плазмы, приводя-
щее к разрушению лазера после первого же выстрела. Окончательный механизм
поглощения лазерного света и процессы, которые его сопровождают, не выясне-
ны до сих пор. Начали делать сложные мишени (до 6-ти оболочек): LiH, Ta, слой
ДТ-топлива, полости Au, ДТ-топливо — это не дало заметного прогресса. Нужны
специальные мощные лазеры. Например, советский лазер «Дельфин» состоит из
12 каналов, в каждом из которых по 18 пучков: итого 216 пучков. В американской
установке «Шива-Нова» 50 каналов. Оптическая система лазера — это надводная
часть айсберга. В подвалах скрывается гораздо большая его часть — система пи-
тания и охлаждения. В случае CO
2
-лазера — это еще и газовое хозяйство. Система