--PAGE_BREAK--3. ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
Экспериментальные измерения масс атомных ядер,выполненные с большой точностью,показывают,что масса ядра всегда меньше суммы масс составляющих его нуклонов.
Энергия связи— это энергия, которую необходимо затратить, чтобы разделить ядро на составляющие его нуклоны.
Энергия связи, отнесенная к массовому числу А, называется средней энергией связи нуклона в атомном ядре ( энергия связи на один нуклон ).
Энергия связи приблизительно постоянна для всех стабильных ядер и примерно равна 8 МэВ. Исключением является область легких ядер, где средняя энергия связи растет от нуля (А=1) до 8 МэВ для ядра 12С.
Аналогично энергия связи на один нуклон можно ввести энергию связи ядра относительно других составных его частей.
В отличие от средней энергии связи нуклонов количество энергии связи нейрона и протона изменяется от ядра к ядру.
Часто вместо энергии связи используют величину, называемую дефектом массы и равную разности масс и массового числа атомного ядра.
4. РАДИОАКТИВНОСТЬ 4.1. Общие сведения.
Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта французским физиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку, Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий (температура, давление) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.
Английскими физиками Э. Резерфордом и Ф. Содди было доказано, что во всех радиоактивных процессах происходят взаимные превращения атомных ядер химических элементов. Изучение свойств излучения, сопровождающего эти процессы в магнитном и электрическом полях, показало, что оно разделяется на a-частицы (ядра гелия), b— частцы (электроны) и g— лучи (электромагнитное излучение с очень малой длиной волны ).
Атомное ядро, испускающее g-кванты, a-, b— или другие частицы, называется радиоактивным ядром. В природе существует 272 стабильных атомных ядра. Все остальные ядра радиоактивны и называются радиоизотопами.
4.2. Альфа-распад.
Энергия связи ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные части. Если энергия связи ядра меньше энергии связи продуктов его распада, то это означает, что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всю энергию и только 2 % ее приходится на вторичное ядро. При альфа-распаде массовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номер на две единицы.
Начальная энергия альфа-частицы составляет 4-10 МэВ. Поскольку альфа-частицы имеют большую массу и заряд, длина их свободного пробега в воздухе невелика. Так, например, длина свободного пробега в воздухе альфа-частиц, испускаемых ядром урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием, — 3,3 см.
4.3. Бета-распад.
Это процесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядкового номера без изменения массового числа. Различают три типа b-распада: электронный, позитронный и захват орбитального электрона атомным ядром. тип Последний распада принято также называть К-захватом, поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К оболочки. Поглощение электронов с Lи М оболочек также возможно, но менее вероятно. Период полураспада b-активных ядер изменяется в очень широких пределах.
Число бета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около полутора тысяч, но только 20 из них являются естественными бета-радиоактивными изотопами. Все остальные получены искусственным путем.
Непрерывное распределение по кинетической энергии испускаемых при распаде электронов объясняется тем обстоятельством, что наряду с электроном испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв спектра наблюдается при значении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетические энергии ядра и антинейтрино равны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.
При электронном распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу больше исходного при сохранении массового числа. Это означает, что в остаточном ядре число протонов увеличилось на единицу, а число нейтронов, наоборот, стало меньше: N=A-(Z+1).
продолжение
--PAGE_BREAK--4.4. Позитронный бета-распад.
При позитронном распаде сохраняется полное число нуклонов, но в конечном ядре на один нейтрон больше, чем в исходном. Таким образом, позитронный распад может быть интерпретирован как реакция превращения внутри ядра одного протона в нейтрон с испусканием позитрона и нейтрино.
4.5. Электронный захват.
Кэлектронному захвату относится процесс поглощения атомом одного из орбитальных электронов своего атома. Поскольку наиболее вероятен захват электрона с орбиты, наиболее близко расположенных к ядру, то с наибольшей вероятность поглощаются электроны К-оболочки. Поэтому этот процесс называется также К-захватом.
С гораздо меньшей вероятностью происходит захват электронов с L-,M-оболочек. После захвата электрона с К-оболочки происходит ряд переходов электронов с орбиты на орбиту, образуется новое атомное состояние испускается рентгеновский квант.
4.6. Гамма-распад.
Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это состояние называется основным. Однако путем облучения атомных ядер различными частицами или высокоэнергитическими протонами им можно передать определенную энергию и, следовательно, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходя через некоторое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро может испустить или частицу, если энергия возбуждения достаточно высока, или высокоэнергетическое электромагнитное излучение — гамма-квант.
Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.
5. ДЕЛЕНИЕ АТОМНЫХ ЯДЕР 5.1. Общие сведения.
Явление деления тяжелых атомных ядер на два осколка было открыто Ганом и Штрассманом в 1939 г. При изучении взаимодействия нейтронов различных энергий и ядер урана. Несколько позже, в 1940 г. Советские физики К.А.Петржак и Г.И. Флеров обнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление ядер урана. При спонтанном деление и делении, вызванном нейронами, как правило, образуется асимметричные осколки, отношение масс которых примерно равно 3: 2.
При реакции деления выделяется очень большая энергия. Энергия деления высвобождается в виде кинетической энергии ядер-осколков, кинетической энергии испускаемых ядрами-осколками электронов, гамма-квантов, нейтрино, нейтронов.
Основная часть энергии деления приходится на энергию ядер-осколков, поскольку под действием кулоновских сил отталкивания они приобретают большую кинетическую энергию. Основная часть энергии деления выделяется в виде кинетической энергии ядер-осколков.
Замечательным и чрезвычайно важным свойством реакции деления является то, что в результате деления образуется несколько нейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условия для поддержания стационарной или развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующих условиях к развитию неконтролируемого процесса деления. Число вторичных нейтронов не постоянно для всех тяжелых ядер и зависит как от энергии вызвавшего деление нейтрона, так и от свойств ядра-мишени. Среди нейтронов деления кроме так называемых мгновенных нейтронов, испускаемых за 10-15с после процесса деления, есть также и запаздывающие нейтроны. Они испускаются в течении нескольких минут с постепенно убывающей интенсивность. Мгновенные нейтроны составляют более 99% полного числа нейтронов деления, а их энергия заключена в широком диапазоне: от тепловой энергии и до энергии приблизительно равной 10МэВ.
Запаздывающие нейтроны испускаются возбужденными ядрами образующихся после бета-распада продуктов деления — ядер-предшественников. Поскольку испускание нуклонов возбужденным ядром происходит мгновенно, то во время испускания запаздывающего нейтрона после акта деления будет определяться постоянной распада ядра-предшественника.
5.2. Продукты деления.
В результате деления тяжелых ядер образуются, как правило, два ядра-осколка с различной массой. В среднем отношение масс легких и тяжелых осколков равно 2: 3. Как правило, ядра-осколки имеют большой избыток нейтронов и поэтому неустойчивы относительно вета-распада. Массовые числа А продуктов деления меняются от 72 до 161, а атомные номера от 30 до 65. Вероятность симметричного деления на два осколка с приблизительно равными массами составляет всего 0,04%. Доля симметричного деления возрастает по мере увеличения энергии первичного нейтрона, вызывающего деление атомного ядра.
6. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С АТОМНЫМИ ЯДРАМИ
Различные частицы (нейтроны, протоны, электроны, гамма-кванты и т.д.) могут взаимодействовать с атомными ядрами. Характер взаимодействия зависит от энергии частиц, их типа и свойств атомного ядра. Для оценки вероятности взаимодействия вводится величина, называемая микроскопическим сечением взаимодействия. Физический смысл ее состоит в следующем. Пусть пучок нейтронов интенсивностью No падает на мишень, состоящую из одного слоя ядер. Число ядер на единице поверхности равно М. Предположим, что при прохождении пучка через такой слой часть нейтронов поглотиться в нем и через слой прошло N`
.Тогда вероятность взаимодействия одного нейтрона с одним атомным ядром:
s
= No-N`
NoM
Это и есть микроскопическое сечение, представляющее собой эффективную площадь поперечного сечения атомного ядра, попав в которое налетающая частица вызывает ядерную реакцию или испытывает рассеяние.
В процессе экспериментальных исследований энергетической зависимости сечения взаимодействия частиц и различных атомных ядер было обнаружено, что при определенных энергиях значения сечений резко возрастают, а при дальнейшем увеличении энергии снова уменьшаются. Это явление называется резонансом.
В практике реактостроения нейтроны по энергии принято делить на следующие группы: быстрые нейтроны с энергией 0,10 — 10МэВ, тепловые нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии с ядрами среды и имеющие энергию 0,005 — 0,2 эВ, и промежуточные (2 — 102 эВ) и надтепловые (0,2 — 2 эВ).
При взаимодействии нейтрона и ядер могут протекать следующие реакции: упругое рассеяние, неупругое рассеяние, радиационный захват, деление. Вероятность протекания определенной реакции характеризуется микроскопическими сечениями. В зависимости от энергии нейтрона сечения могут изменятся. Так, в области быстрых нейтронов сечение радиационного захвата примерно в 100 раз меньше сечения захвата тепловых нейтронов. Сечение упругого рассеяния, как правило, почти постоянное для энергии выше 1 эВ.
Наряду с микроскопическими сечениями на практике используются также макроскопические сечения, под которыми понимают вероятность взаимодействия частицы в единице объема вещества. Если в единице объема число ядер определенного типа есть N, то макроскопическое сечение = микроскопическое сечение S
=
sN. Как и микроскопическое, макроскопическое сечение также характеризует определенный тип ядерной реакции.
продолжение
--PAGE_BREAK--7. ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ 7.1. Ядерные реакторы.
При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.
Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.
Ядерным реакторомназывается устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.
Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235U, доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.
Хотя 238Uи делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер 238U с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер 238U.
Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238U, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu, 233U,сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым числом и небольшим сечением поглощения ( вода, графит, бериллий и др.).
Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1, называется критической. Если К>1, число нейтронов в системе увеличивается и она в этом случае называется надкритической. При К
В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося большим сечением рассеяния и малым сечением поглощения.
Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния.
В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя.
В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.
Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.
8. ТЕХНИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ8.1. Особенности ядерного реактора как источника теплоты.
При работе реактора в тепловыводящих элементах (твэлах), а также во всех его конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота. Это связано прежде всего с торможением осколков деления, бета- и гамма- излучением их, а также ядер, испытывающих взаимодействие с нейронами, и, наконец, с замедлением быстрых нейронов. Осколки при делении ядра топлива классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни миллиардов градусов.
Действительно, Е= mu2=3RT, где Е — кинетическая энергия осколков, МэВ; R= 1,38·10-23 Дж/К — постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,6·10-13 Дж, получим 1,6·10-6 Е = 2,07·10-16 Т, Т = 7,7·109 Е. Наиболее вероятные значения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВ для тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкогоосколка равна 7,5·1011 К, тяжелого — 5·1011К. Хотя достижимая в ядерном реакторе температура теоретически почти неограничена, практически ограничения определяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов и тепловыделяющих элементов.
Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения ( гамма- и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.
Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетических реакторах составляет 102 — 103 МВт/м3, в вихревых — 104— 105МВт/м3.
От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течении длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежаниеперегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.
продолжение
--PAGE_BREAK--