Справочник по физике для инженеров и студентов - Яворский Б.М.
ISBN 5-488-00330-4
Скачать (прямая ссылка):
P = 1
mm TI(I-H)'
908
Vll 3. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
называют критическими размерами. Массу делящегося вещества, находящуюся в активной зоне критических размеров, называют критической массой.
5°. В атомной бомбе используется неуправляемая
235
цепная реакция деления ядер урана 92U или плутония 239
Q4Pu . Реакция осуществляется мгновенными нейтронами деления, обладающими кинетической энергией порядка 1 МэВ. Среднее время жизни этих быстрых нейтронов очень мало (10-8—IO-7 с), а скорость развития реакции (п. 3°) столь велика, что за время порядка IO-6 с выделяется огромная энергия. Эту энергию принято выражать в тротиловом эквиваленте — массе тротилового заряда, при взрыве которого выделяется
235
такая же энергия. Тротиловый эквивалент 1 кг 92^
при полном делении всех его ядер равен 20 ООО т тротила.
До момента взрыва атомной бомбы ее ядерный заряд, масса которого больше критической, разделен на несколько невзаимодействующих частей с массами, меньшими критической. Для осуществления взрыва все ее части быстро соединяются вместе.
6°. Ядерным реактором называют установку, в которой осуществляется управляемая цепная реакция деления. По энергии En нейтронов, вызывающих деление, ядерные реакторы делятся на быстрые (En ~ 1 МэВ), тепловые (En ~ 0,025 эВ) и промежуточные. В качестве делящегося вещества — ядерного горючего используют
235
природный изотоп урана 92U (0,7% в природной смеси)
233
И искусственно полученные ИЗОТОПЫ Q2U и плутония 239_ 241_ 243_
94Pu, 94Ри , и 94Ри , деление которых осуществляется нейтронами любой энергии.
238
Природные изотопы урана 92и (99,3% в природ-
232
ной смеси) и тория 90Th (100%) делятся только быстрыми нейтронами (En > 1 МэВ), но при этом сече-
VII.3.3. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
909
ния деления столь малы, что коэффициент размножения «j 238 232
нейтронов feci. Поэтому 92и и 90Th не могут использоваться в качестве ядерного горючего. Они служат сырьем для воспроизводства ядерного горючего — захватив нейтрон и испытав два последовательных R- 238TT 239„
р -распада, ядро 92U превращается в 94Ри, а ядро
232„, 233тт
90 в 92и :
238тт. . 239тт 239-. 239_
Q2U (п, Y) 92и -> 93Np -> Q4Pu ,
232_, . . 233™. 233_ 233тт
9qT11 (її, Y) ggTh > QjPa > 92 ¦
Большую часть действующих ядерных реакторов составляют тепловые с урановым ядерным горючим.
7°. Для торможения нейтронов деления до нужных небольших тепловых значений энергии в активную зону теплового реактора помещают, помимо ядерного горючего, замедлитель. В качестве замедлителя используют вещества с малой атомной (молярной) массой, имеющие большое сечение захвата нейтронов. Для этой цели используют обычную (H2O) воду, графит и соединения бериллия. По расположению в активной зоне ядерного горючего и замедлителя ядерные реакторы делятся на гомогенные, в которых горючее и замедлитель равномерно перемешаны,- образуя раствор или суспензию, и гетерогенные, в которых горючее и замедлитель расположены порознь в виде отдельных блоков. В быстрых реакторах замедлителя нет.
В целях уменьшения вероятности ухода нейтронов из активной зоны реактора последнюю окружают слоем отражателя нейтронов, изготовленного из тех же материалов, что замедлитель.
8°. Система охлаждения предназначена для отво-да из активной зоны реактора выделяющейся в ней энергии деления (обычно в виде определенного количества теплоты), в которую переходит кинетическая
910
VII.В. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
энергия осколков деления при их торможении в делящемся веществе и замедлителе. Через активную зону реактора прокачивается теплоноситель (вода, водяной пар, He, CO2, воздух, некоторые жидкие металлы и сплавы), который затем через теплообменник передает тепло во вторичную тепловую систему реактора.
9°. Системы регулирования и безопасности обеспечивают возможность управления цепной реакцией, недопущения ее самопроизвольного разгона, а также обеспечивают защиту окружающего реактор пространства от интенсивных потоков нейтронов и гамма-квантов, существующих в активной зоне реактора. Для первой цели применяются вдвигаемые в активную зону стержни (бор, кадмий). Вторая цель достигается окружением реактора массивными слоями веществ, сильно поглощающих нейтроны и гамма-кванты (например, комбинацией бетона и свинца), а также полной замкнутостью цепей теплоносителя и отсутствием утечек в них.
10°. В реакторе-размножителе ядра одного делящегося вещества превращаются в результате ядерных реакций в ядра другого делящегося вещества, причем количество воспроизводимого делящегося изотопа превышает количество сжигаемого первоначального изотопа. В бридерных реакторах воспроизводимое и первоначальное вещества представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, «сжигается» 235U, воспроизводится 233U), в реакторах-конверторах — изотопы разных химических элементов (например, «сжигается» 235U, воспроизводится 239Pu).
11°. Для создания высокой температуры в неуправляемой термоядерной реакции (Т ~ 5 • IO7 К) применяется атомная бомба, дающая такую температуру при взрыве на весьма малый (—10 е с) промежуток времени, за который, однако, успевает произойти термоядерная реакция в массе изотопов водорода (водородная бомба).
