Цепные ядерные реакции. Ядерный реактор

Цепная ядерная реакция- самоподдерживающаяся реакция деления тяжелых ядер, в которой непрерывно воспроизводятся нейтроны, делящие все новые и новые ядра.

Ядро урана-235 под действием нейтрона делится на два радиоактивных осколка неравной массы, разлетающихся с большими скоростями в разные стороны, и два-три нейтрона.

Нейтроны, вылетающие из ядра, могут вызвать реакцию деления соседних ядер урана, которые испускают нейтроны, способные вызвать дальнейшее деление. В результате число делящихся ядер урана быстро растет, возникает цепная реакция.

А дальше мы можем говорить о том, что каждый нейтрон, который вылетает может вызвать деление ближайшего к нему соседнего атома. А у данного соседнего атома будут свои вылетающие нейтроны. Поэтому, количество ядер, которые способны делиться быстро увеличивается. И как следствие, мы говорим о цепной реакции.

Цепная реакция сопровождается выделением огромной энергии. 

При делении каждого ядра выделяется энергия около 200 МэВ.

Если говорить об 1 грамме урана, то количество полученной энергии при делении равно энергии, полученной при сжигании 3000 кг каменного угля.

Но для осуществления цепной 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.

Уран-235 составляет всего 1/140 природного урана (0, 7%) (он имеет в своем ядре 92 протона и 143 нейтрона).

Ядро данного изотопа урана , имеет возможность делиться под действием нейтронов, у которых могут быть как большие скорости, так и малые. Если сравнить с изотопом , то он делиться только благодаря нейтронам, которые обладают энергией больше 1 МэВ. Такую энергию имеют примерно 60% нейтронов, появляющихся при делении. Однако примерно лишь один нейтрон из пяти производит деление

. Остальные нейтроны захватываются этим изотопом, не производя деления. В результате цепная реакция с использованием чистого изотопаневозможна.

После того, как захватил несколько нейтронов, образуется изотоп урана .

Этот изотоп интересен тем, что характеристика периода полураспада около 25 минут.  Распад происходит с испусканием электрона и антинейтрино и возникновением первого трансуранового элемента — нептуния:

Нептунийрадиоактивен с периодом полураспада около двух дней.

После распада нептуния возникает еще один трансурановый элемент, это Плутоний.

Плутоний относительно стабилен, имеет период полураспада очень большой - порядка 24 000 лет.

Важнейшее свойство плутония состоит в том, что он делится под влиянием медленных нейтронов, так же как и изотоп .

Поэтому с помощью плутония также может быть осуществлена цепная реакция, которая сопровождается выделением громадной энергии.

Существует устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Это устройство называется ядерным реактором.

Первый ядерный реактор СР-1 был построен в 1942 в Чикаго (США) под руководством Э. Ферми (Е. Fermi). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 г. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1949 г. введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня 1954 г. вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Ядерный реактор предназначен для практического использования энергии, выделяемой при радиоактивном расщеплении урана-235. Именно ядра изотопа урана очень активно захватывают медленные нейтроны. 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 (рис.13.15).

Схема энергетической установки с ядерным реактором.

Основными элементами ядерного реактора являются: ядерное горючее: .

В качестве замедлителя, так называется инертное вещество, например вода или графит, которым окружают ядерное топливо. Замедлитель предназначается для того, чтобы уменьшать скорость нейтронов, которые высвобождаются в процессе радиоактивного расщепления. Благодаря этому нейтроны, сталкивающиеся с другими ядрами урана-235, могут захватываться ими и тем самым поддерживают ядерную реакцию.

Теплоноситель отводит тепло, выделяющееся при реакции ядерного деления. В качестве теплоносителей используются вода, жидкий натрий, воздух или диоксид углерода.

Регулирующие стержни из кадмия или бора используются для обеспечения контролируемой скорости протекания реакции ядерного деления. Их роль заключается в том, чтобы поглощать избыточные нейтроны. Выдвигая из реактора или вдвигая в него регулирующие стержни, можно контролировать скорость реакции ядерного деления и, следовательно, выделяемую им мощность.

Поскольку ядерный реактор имеет высокую радиоактивность, его необходимо экранировать во избежание утечки радиации. Поэтому реактор окружается толстостенной бетонной защитой.

Постепенно стали строить реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. Так как вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами, мала, то такие реакторы не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа .

Большим преимуществом таких реакторов является то, что в результате их деятельности образуется плутоний. Позже его можно применять в качестве ядерного топлива. Эти реакторы называются реакторами-размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал. Строятся реакторы с коэффициентом воспроизводства до 1,5. Это значит, что в реакторе при делении 1 кг изотопаполучается до 1,5 кг плутония. В обычных реакторах коэффициент воспроизводства 0,6—0,7.