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 10-15 с
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 10 МэВ.
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.
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:
(= 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 - 10 МэВ, 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 (=(N. Как и микроскопическое, макроскопическое сечение также
характеризует определенный тип ядерной реакции.
7 ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ
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 реактором называется 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 238U и 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< 1
происходит уменьшение числа нейтронов и система называется подкритической.
В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно
числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его
пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они
образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который
характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой
точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей
замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые
входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений
происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется
реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не
превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при
поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых
нейтронах.
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 ЭНЕРГЕТИКИ
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= m(2= 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
легкого осколка равна 7,5(1011 К, тяжелого - 5(1011 К. 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
