11 класс
§ 69. Цепные ядерные реакции. Ядерный реактор
Открытие деления ядер урана.
Деление ядер урана было обнаружено в 1938 г. немецкими учёными Отто Ганом (1879—1968) и Фрицем Штрассманом (1902—1980). Они установили, что при бомбардировке урана нейтронами возникают химические элементы средней части таблицы Менделеева: барий, криптон и др. Правильное объяснение данного явления, а именно как деления ядра урана, захватившего нейтрон, было дано в начале 1939 г. австрийским учёным Лизой Мейтнер (1878—1968) и английским физиком Отто Фришем (1904—1979).
Возможность деления тяжёлых ядер можно объяснить с помощью графика зависимости удельной энергии связи от массового числа А (см. рис. 11.12).
Удельная энергия связи ядер атомов, занимающих в таблице Д. И. Менделеева последние места (A ≈ 200), примерно на 1 МэВ/нуклон меньше удельной энергии связи в ядрах элементов, находящихся в середине таблицы Д. И. Менделеева (А ≈ 100). Поэтому процесс деления тяжёлых ядер на ядра элементов средней части этой таблицы является энергетически выгодным. Система после деления переходит в состояние с минимальной внутренней энергией.
При делении ядра энергия связи, приходящаяся на каждый нуклон, увеличивается на 1 МэВ, и общая выделяющаяся энергия составляет около 200 МэВ. Большая часть этой энергии (168 МэВ) приходится на кинетическую энергию осколков.
Цепная ядерная реакция.
Любой из нейтронов, вылетающих из ядра в процессе деления, может, в свою очередь, вызвать деление соседнего ядра, которое также испускает нейтроны, способные вызвать дальнейшее деление. В результате число делящихся ядер очень быстро увеличивается, возникает цепная ядерная реакция.
Цепной ядерной реакцией называют реакцию, в которой вызывающие её частицы (нейтроны) образуются как продукты этой же реакции.
Цепная ядерная реакция сопровождается выделением огромной энергии. Например, при делении каждого ядра урана выделяется около 200 МэВ. При полном же делении всех ядер, имеющихся в 1 г урана, выделяется энергия 2,3 ∙ 104 кВт ∙ ч. Это эквивалентно энергии, получаемой при сгорании 3 т угля или 2,5 т нефти! Но для осуществления цепной ядерной реакции нельзя использовать любые ядра, делящиеся под влиянием нейтронов. В силу ряда причин из ядер, встречающихся в природе, пригодны лишь ядра изотопа урана с массовым числом 235.
Естественный уран состоит в основном из двух изотопов: 235 92 U и 238 92 U. Но изотоп 235 92 U составляет всего 1/140 долю от более распространённого изотопа 238 92 U. Ядра 235 92 U делятся под влиянием как быстрых, так и медленных нейтронов. Ядра 238 92 U могут делиться лишь под влиянием нейтронов с энергией более 1 МэВ. Такую энергию имеют примерно 60% нейтронов, появляющихся при делении. Однако примерно лишь один нейтрон из пяти производит деление 238 92 U. Остальные нейтроны захватываются этим изотопом, не производя деления. В результате цепная реакция с использованием чистого изотопа 238 92 U невозможна. Поэтому для получения достаточного количества изотопа 235 92 U в чистом виде природный уран обогащают. При этом процентное содержание данного изотопа увеличивается до необходимой величины.
Скорость ценной ядерной реакции деления ядер характеризуют коэффициентом размножения нейтронов.
Коэффициентом размножения нейтронов называют отношение числа нейтронов в каком-либо поколении к числу нейтронов предшествующего поколения.
Под сменой поколений понимают деление ядер, при котором поглощаются нейтроны старого поколения и рождаются новые нейтроны.
Если k ≥ 1, то число нейтронов увеличивается с течением времени или остаётся постоянным, при этом происходит цепная ядерная реакция.
При k < 1 число нейтронов убывает и цепная ядерная реакция невозможна.
Коэффициент размножения определяется следующими факторами:
1. захватом медленных нейтронов ядрами 235 92 U c последующим делением и захватом быстрых нейтронов ядрами 235 92 U и 238 92 U также с последующим делением;
2. захватом нейтронов ядрами урана без деления;
3. захватом нейтронов продуктами деления, замедлителем и конструктивными элементами установки;
4. вылетом нейтронов из делящегося вещества наружу.
Лишь первый процесс сопровождается увеличением числа нейтронов (в основном за счёт деления 235 92 U). Bce остальные приводят к их убыли. Цепная реакция в чистом изотопе 238 92 U невозможна, так как в этом случае k < 1.
Для стационарного течения цепной реакции коэффициент размножения нейтронов k = 1. Это равенство необходимо поддерживать с большой точностью. Уже при k = 1,01 почти мгновенно произойдёт взрыв.
Ядерный реактор.
Деление ядер урана для получения энергии используют в ядерном реакторе (рис. 11.15).
Ядерным (или атомным) реактором называют устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер.
Ядра урана, особенно ядра изотопа 235 92 U), наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны (рис. 11.16).
Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов.
На рисунке 11.17 приведена схема энергетической установки с ядерным реактором.
Основными элементами ядерного реактора являются: ядерное горючее (235 92 U, 239 94 Pu, 238 92 U и др.), замедлитель нейтронов (тяжёлая или обычная вода, графит и др.), теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.), и устройство для регулирования скорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор — вещества, которые хорошо поглощают нейтроны). Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, изготовленной из бетона с железным заполнителем, которая задерживает γ-излучение и нейтроны.
Лучшим замедлителем нейтронов является тяжёлая вода. Хорошим замедлителем считается также графит, ядра которого не поглощают нейтроны. Коэффициент размножения k может стать равным единице лишь при условии, что размеры реактора и соответственно масса урана превышают некоторые критические значения.
Критической массой называют наименьшую массу делящегося вещества, при которой может протекать цепная ядерная реакция.
Для чистого (без замедлителя) изотопа 235 92 U, имеющего форму шара, критическая масса приблизительно равна 50 кг. При этом радиус шара равен примерно 9 см (уран — очень тяжёлое вещество). Применяя замедлители нейтронов и отражающую нейтроны оболочку из бериллия, удалось снизить критическую массу до 250 г.
Управление реактором осуществляется при помощи регулирующих стержней. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k > 1, а при полностью вдвинутых стержнях k < 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной ядерной реакции.
Энергия, выделяющаяся в результате деления ядер, используется для образования пара в парогенераторе. Пар вращает паровую турбину, которая совмещена с осью электрогенератора. Генератор вырабатывает электрическую энергию. Отработанный пар из паровой турбины поступает в конденсатор, где охлаждается и конденсируется (превращается в воду). Затем вода снова поступает в парогенератор, и процесс повторяется. Такой реактор называют реактором на медленных нейтронах.
К настоящему времени построены реакторы на быстрых нейтронах, работающие без замедлителя. Так как вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами, мала, то такие реакторы не могут работать на естественном уране. Цепную ядерную реакцию можно поддерживать лишь в обогащённой смеси, содержащей не менее 15% изотопа 235 92 U. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива. Эти реакторы называют реакторами-размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал.
Вопросы:
1. Почему возможно деление тяжёлых ядер?
2. Каких значений может достигать энергия, выделяющаяся при делении ядра?
3. Какую ядерную реакцию называют ценной?
4. Что характеризует коэффициент размножения нейтронов? Что будет происходить, если:
а) k ≥ 1;
б) k < 1?
5. Опишите основные элементы ядерного реактора, используя рисунок 11.17.
6. Что называют критической массой?
Вопросы для обсуждения:
Нa рисунке 11.18 показана схема устройства ядерного реактора.
Ответьте на следующие вопросы:
а) К какому типу реакторов относится этот реактор?
б) Что является замедлителем нейтронов? Может ли реактор работать без замедлителя нейтронов?
в) Что является отражателем нейтронов? Может ли реактор работать без отражателя нейтронов?
г) Может ли реактор работать без управляющих стержней?
д) Для чего нужен теплоноситель? Какие вещества используют в качестве теплоносителя? Может ли реактор работать без теплоносителя?
Упражнения:
1. Подводная лодка «Наутилус» (США) имеет мощность топливных установок 14,7 МВт и КПД, равный 25%. Топливом является обогащённый изотоп 235 92 U массой 1 кг. При делении его ядер выделяется энергия 6,9 ∙ 1013 Дж. Определите запас горючего, необходимого для плавания лодки в течение года.
2. При единичном акте деления ядра 235 92 U выделяется энергия, равная 200 МэВ. За какой промежуток времени первоначальная загрузка урана в реакторе, равная 10 кг, уменьшится на 2%? Мощность реактора постоянна и равна 1 МВт.
Это любопытно...
Из истории развития физики и техники
Впервые цепная ядерная реакция деления урана была осуществлена в Чикагском университете (США) коллективом учёных под руководством итальянского физика Энрико Ферми (1901 — 1954) в декабре 1942 г. Построенный ядерный реактор (он был назван «Чикагской поленницей» или CP-1) состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его диоксида. Быстрые нейтроны, появляющиеся в результате деления ядер 235 92 U, замедлялись графитом, а затем вызывали новые деления ядер.
В нашей стране первый ядерный реактор (Ф-1) был запущен 25 декабря 1946 г. научно-исследовательской группой, которую возглавлял Игорь Васильевич Курчатов (1903—1960). Реактор Ф-1 был собран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной его части по отверстиям в графитовых блоках были размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому обладал очень малой мощностью (его средняя мощность составляла всего 20 Вт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 послужили основой для разработки более сложных по конструкции промышленных ядерных реакторов.
В 1954 г. в г. Обнинске (Калужская область) была введена в действие первая атомная электростанция (АЭС) мощностью 5 МВт. Энергия, выделяющаяся в ядерном реакторе, использовалась для превращения воды в пар, который вращал связанную с генератором турбину. Наиболее эффективное использование изотопов урана достигается в реакторах на быстрых нейтронах, в которых обеспечивается также воспроизводство нового ядерного горючего (плутония). В 1980 г. на Белоярской АЭС состоялся пуск первого в мире реактора на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт.
