Цепная реакция деления ядер. Ядерный реактор.

Испускание вторичных нейтронов в реакции деления принципиально важно, так как позволяет реализовать цепную реакцию - реакцию, продукт которой (нейтрон) является одновременно одной из частиц, вступающих в реакцию (рис. 13.2).[1]

Цепная реакция деления ядер U

Рис. 13.2. Цепная реакция деления ядер 235U:

I - деление с испусканием мгновенных нейтронов и у-квантов; II - рассеяние нейтрона; III - радиационный захват нейтрона ядром "5U; IV - р -радиоактивность осколка; V - у- радиоактивность осколка; VI - испускание запаздывающего нейтрона; VII - захват нейтрона осколком деления

Важнейшей величиной, характеризующей цепную реакцию деления, является среднее число v вторичных нейтронов, испускающихся при делении одного ядра. Другая величина t/ характеризует уже не отдельное ядро, а однородную среду из одинаковых ядер, причем размеры среды принимаются бесконечно большими. // — среднее число вторичных нейтронов, приходящееся на единичный акт захвата нейтрона ядром. Числа v и // не совпадают между собой, так как нейтроны в среде нс только вызывают деление ядер, но могут захватываться без деления (рассеяние нейтронов на ядрах в данном случае не имеет значения). Особенно интенсивно процесс радиационного захвата идет в резонансной области энергий нейтронов (2-500 эВ). Если of- сечение деления, а ас - сечение захвата без деления (радиационный захват), то

Величины, входящие в (13.4), зависят от энергии нейтронов, и эта формула относится только к моноэнергетическим нейтронам. В табл. 13.2 приведены значения v и rj для ядер, делящихся тепловыми и быстрыми нейтронами. В области не слишком больших возбуждений ядра (до 10 МэВ) при увеличении энергии возбуждения на 1 МэВ v увеличивается примерно на 0,11.

Если // > 1, в бесконечной среде из делящихся ядер одного и того же сорта возможна салюподдерживающаяся цепная реакция деления (в противном случае она затухает). Отметим, что в результате деления одного ядра возникает 2-3

Таблица 13.2

Среднее число вторичных нейтронов

Тп, эВ

Величина

и

0,025

V

2,48

2,42

2,86

_Л_

2,28

2,07

2,11

1

V

2,59

2,52

2,98

1

2,45

2.3

2,7

вторичных нейтрона. Обратившись к табл. 13.1, найдем, что на каждый нейтрон в среднем приходится около 2 МэВ, т.е. нейтроны деления являются быстрыми. Энергетический спектр мгновенных нейтронов приведен на рис. 13.3.

Энергетический спектр вторичных нейтронов

Рис. 13.3. Энергетический спектр вторичных нейтронов

Устройство, в котором происходит управляемая цепная реакция деления ядер, называется ядерным реактором. Вещества, используемые в ядерных реакторах для осуществления цепной реакции деления, называются ядерным топливом. Далеко нс все даже самые тяжелые ядра подходят для этого. В этом смысле в природном уране ядерным топливом является практически только изотоп 235U (содержание около 0,72 %). В обогащенном уране содержание последнего доводится до 2-5 %, а иногда и выше. Обогащение природного урана проводится путем разделения изотопов. Это длительный и дорогостоящий процесс. Его практически невозможно осуществить химическими методами, так как химические свойства всех изотопов урана почти одинаковы. Для разделения приходится применять физические методы, использующие небольшие различия в массах атомов. К таким методам относятся газовая диффузия через пористые перегородки, термодиффузия, центрифугирование, электромагнитное разделение изотопов.

Еще три вида ядерного топлива получаются искусственно:

Изотопы урана 233 и 235 и изотопы плутония 239 и 241 называют делящимися материалами. Отличительное свойство делящихся материалов - это возможность деления нейтронами любых энергий (все они — нечетные ядра с повышенным сродством к нейтрону). Такие ядра, как 238U и 232Th, делятся только быстрыми нейтронами, при этом сечения деления невелики. Это приводит к тому, что основной реакцией нейтронов с такими ядрами становится радиационный захват. Для делящихся материалов радиационный захват является конкурирующим, но нс доминирующим процессом. В табл. 13.3 приведены значения сечений деления и радиационного захвата для изотопов урана 235 и 238.

Таблица 13.3

Сечении делении и захвата нейтронов дли изотопов урана

о

СС

Сечение, б

ши

*•0

0,025

qr

582

10-5

Ос

112

2,8

1

Of

2

0,02

Of.

0,1

0,1

Приведенные в табл. 13.2 значения // справедливы, если ядерное топливо состоит только из одного copra ядер. Такой идеальной ситуации на практике не встречается. В связи с этим коэффициент rj (произведение среднего числа нейтронов v, порождаемых при одном делении, и доли нейтронов, вызывающих последующие акты деления) должен быть переопределен. В бесконечной среде из ядер разного сорта он будет включать в себя отношение макроскопического сечения реакции деления (т.с. произведения O/Nf, где N/ - число делящихся ядер) к сумме макроскопических сечений всех процессов, приводящих к исчезновению нейтрона (деление, радиационный захват и т.п.). Таким образом.

где о с, - сечение захвата нейтрона ядрами /-го сорта. Так как нейтроны в любой системе характеризуются спектром энергий, а сечения реакций зависят от энергии, макроскопические сечения следует усреднить по спектру нейтронов.

Природный уран состоит в основном из урана 238: 1 ядро 235U на 140 ядер 238U (содержанием 234U можно пренебречь). Тогда

Используя данные табл. 13.2 и 13.3, рассмотрим возможность цепной реакции деления для следующих случаев.

A) Смесь изотопов урана природная, а нейтроны - быстрые. Согласно формуле (13.6), У] = 0,3. Учет возможности деления 23*U быстрыми нейтронами дает // ~ 0,6. Следовательно, поддержание цепной реакции невозможно.

Б) Смесь изотопов урана - природная, нейтроны - тепловые. Вычисление дает п = 1,3. В этом случае цепная реакция возможна.

B) Уран обогащенный, нейтроны - быстрые. Так как для 100 %-ного ' U t] = 2,3, то можно найти минимальное обогащение урана, для которого // = 1.

  • [1] Мысль о возможности цепной реакции леления ядер впервые была высказана Ф. Жолио-Кюри.
 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >