Файл: 1 Строение атомов. Ядро. Протон. Нейтрон. Атомное ядро. Электрический.pdf

Эта величина выражается в барнах (1 барн =10
-24
см
2
).
Каждому изотопу свойственны свои значения

и они разные для разных ядерных реакций, поэтому у этой

приписывают индекс, который обозначает тип реакции.
s

– рассеяние,
a

– поглощение,
f

– деление,
c

– радиационный захват.
a
s
c





Эти все эффективные поперечные сечения меняются при переходе от одного изотопа к другому, они меняются в зависимости от энергии нейтронов. В таблице собраны эффективные поперечные сечения для тепловых нейтронов с энергией 0,0235 эВ при температуре 20 0
С, при этом можно обнаружить, что полные эффективные поперечные сечения равны сумме поперечных сечений рассеяния и поглощения.
Эффективные поперечные сечения рассеяния слабо меняются при переходе от изотопа к изотопу и находятся в пределах от 1 до 10 барн.
Сечение поглощения могут отличаться у разных изотопов даже для одного и того же химического элемента.
Для проектирования ядерных реакторов и исследования их работы надо иметь данные по микросечениям всех веществ, входящих в состав активной зоны, а также в отражатель нейтронов. Эти данные получают опытным путем.
График зависимости эффективного поперечного сечения поглощения в барнах от энергии.
Основные типы ядерных реакций, рассматриваемые в физике ядерных реакторов, связаны с делящимися изотопами.
К делящимся природным изотопам относят изотопы урана. Природный уран 235
 
235
U
начинает делиться под действием нейтронов всех энергий, а другие природные изотопы 234 и 238


234 238
,
U
U
делятся только при взаимодействии с быстрыми нейтронами.
Плутоний 239


239
Pu
и уран 233
 
233
U
являются искусственно делящимися изотопами. Они делятся под действием нейтронов всех энергий, образуются в результате ядерных реакций с нейтронами.
Если мы возьмем торий 232


232 90
Th
и добавим к нему нейтрон, то получим торий 233


233 90
Th
232
'
233 90 0
90
Th
n
Th




Если подождать 23,5 минуты, то он превратится в протактиний 233


233 91
Pa
233 233 90 91
Th
Pa






, где

– нейтрино
Если подождать 27,5 суток, то он превратится в уран 233
 
233
U
233 233 91 92
Pa
U







Реакторы, в активной зоне которых имеется уран 238
 
238
U
и торий 232


232
Th
, относятся к числу регенеративных реакторов, работающих с воспроизведением делящихся материалов.
Реакторы-размножители (бридеры) дают возможность переработать уран 238
 
238
U
и торий 232


232
Th
в ядерное топливо, и полностью использовать для деления природные запасы урана и тория, и для получения плутония 239


239
Pu
и урана 233
 
233
U
необходим мощный источник нейтронов, в качестве которого может выступать активная зона ядерного реактора.
14)
Деление тяжёлых ядер, энергия деления, продукты деления.
Наибольший выход нейтронов. Мгновенные нейтроны. Запаздывающие нейтроны.
В 1939 г. Фриш, Майтнер и Кюри в Париже опубликовали впервые результаты работ по делению ядер урана, и стало ясно, что процесс деления дает возможность получить новые источники деления.
К середине 1940 г. Было опубликовано много работ по делению ядер урана, тория и протактиния, из этих работ стало ясно:
Деление тория и протактиния вызывается только быстрыми нейтронами.
Деление урана вызывается как быстрыми, так и тепловыми нейтронам. Тепловые нейтроны вызывают деление урана 235
 
235
U
, а у урана 238
 
238
U
не вызывают.
Вероятность деления урана 235
 
235
U
тепловыми нейтронами значительно больше, чем быстрыми.
Количество энергии, высвобождаемой при делении одного ядра урана составляет, около 200 МэВ и при этом выпускается от 1 до 3 нейтронов деления.
Все эти результаты дали возможность предполагать об осуществлении самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер.
И теоретический расчет такой реакции был опубликован Зильдовичем и Харитоном.
В 1942 г. 2 декабря в Чикаго Энрико Ферми получил такую реакцию в установке, загруженной природным ураном. Было установлено, что наибольший выход нейтронов дает деление ядер природного изотопа урана 235
 
235
U
медленными нейтронами.
235
'
236 0
U
n
U


236 1
2
'
1 2
0 2,5
A
A
Z
Z
U
F
F
n



Эта реакция происходит с образованием промежуточного исчезающего ядра урана
236
 
236
U
Осколки – это элементы из средней части таблицы Менделеева


1 2
1 2
A
A
Z
Z
F
F

. В среднем на каждый акт деления урана 235
 
235
U
испускается '
0 2,5n
называемые нейтронами-деления. Кроме этого в процессе испускаются гемма-кванты и бетта-частицы.
Если говорить об этих 2х осколках, то можно говорить об их вероятности.
Вероятность распределения масс осколков деления.

1)
Среди этих осколков деления были обнаружены атомы более 30 различных элементов. Все эти атомы радиоактивны, так как их ядра обладают переизбытком нейтронов.
2)
Было установлено, что 2-3 нейтрона испускаются осколками в тот час же после деления с энергией по 2,5 МэВ на каждый. Ядра осколков деления содержат по 4-5 избыточных нейтронов.
3)
0,75% от общего числа нейтронов деления испускаются некоторыми продуктами распада осколков деления в течение нескольких минут после акта деления, и их энергия составляет 0,5 МэВ и эти нейтроны играют большую роль в регулировании мощности и управлении ядерных реакторов.
4)
От имеющихся избыточных нейтронов ядра осколков деления освобождаются при помощи последовательных 3-4 бетта-распадов. Каждое осколочное ядро имеет свою цепочку распада.
Важнейшим результатом реакции деления является выделение энергии порядка 200
МэВ на один акт деления ядра. Эта энергия распределяется так: энергия осколков – 168
МэВ, энергия нейтронов-деления – 5 МэВ, энергия мгновенного гамма-излучения – 5 МэВ, энергия бетта-распада – 7 МэВ, энергия гамма-распада – 6 МэВ, энергия нейтрино – 11 МэВ.
Энергия нейтрино не может быть уловлена, так как эти частицы не взаимодействуют с веществом. Поэтому реальная энергия процесса деления 202-11+4=195 МэВ, где энергия радиоактивного вторичного превращения ядер в реакторе – 4 МэВ.
Полное выделение энергии на один акт деления в реакторе принимают равным
195 5

МэВ с учетом вторичных эффектов. Поскольку некоторая часть нейтронов захватывается изотопами урана 235
 
235
U
, плутония 239


239
Pu
и урана 233
 
233
U
без деления, то количество выгоревшего ядерного горючего больше, чем количество разделившегося на 10-20 %.


Поглощение нейтронов горючим, не приводящие к делению, а также поглощение нейтронов другими материалами, входящими в состав активной зоны.

Утечка нейтронов из активной зоны реактора.
Эти два фактора дают возможность регулирования процесса деления так, чтобы число нейтронов в активной зоне и число актов деления в единицу времени было постоянным. Важным случаем взаимодействия нейтронов и атома ядра является рассеяние нейтронов ядрами.
Рассеянием называется процесс, в результате которого происходит передача кинетической энергии от одной частицы к другой, в данном случае от нейтрона к ядру.
При упругом рассеянии кинетическая энергия быстрых нейтронов падает. Ряд последовательных упругих соударений нейтронов с ядрами атомов приводит к снижению энергии атомов или молекул того вещества, в котором происходит рассеяние.
С этой целью в состав активной зоны ядерного реактора вводится вещество, называемое замедлителем.
В качестве замедлителя применяют вещества с малым атомным весом и с малым сечением поглощения.
Многократные акты рассеяния нейтронов в замедлителе приводит к снижению их энергии и скорости до тепловых энергий ядер среды, то есть до тех значений, которые соответствуют скорости теплового движения при данной температуре.
Цепная реакция деления может быть осуществлена при определенных условиях с нейтронами любых энергий от тепловых до быстрых.
Нейтроны испускаемые в акт деления имеют в среднем энергию 2 МэВ – это быстрые нейтроны.
Чтобы превратить их в тепловые нужно уменьшить их скорость до 0,025 эВ (2200 м/с) при температуре 20 0
С. Такие нейтроны называют тепловыми или меленными. Энергия тепловых нейтронов, определяемая температурой вещества замедлителя, может быть посчитана как
2 2
mV
kT

Между быстрыми и тепловыми находятся промежуточные нейтроны. У элементов ядерного горючего урана 235
 
235
U
, плутония 239


239
Pu
и урана 233
 
233
U
эффективные поперечные сечения деления в сотни раз больше, чем для быстрых, поэтому тепловые нейтроны значительно эффективны для деления ядер этих изотопов, чем быстрые нейтроны.
Используя тепловые нейтроны можно поддерживать цепную реакцию деления урана
235
 
235
U
, находящегося в природном уране в количестве 0,712% этого изотопа.
На быстрых нейтронах осуществить цепную реакцию в природном уране невозможно. Реакторы, в которых деление вызывается главным образом тепловыми нейтронами, называются реакторами на тепловых нейтронах. В этих реакторах только 3% деления производят быстрые нейтроны. Реакторы, в которых большую часть деления производят быстрые нейтроны, называют реакторами на быстрых нейтронах. В таких реакторах применяют ядерное топливо с высоким содержанием урана 235
 
235
U
, плутония
239


239
Pu
и урана 233
 
233
U
. К числу таких реакторов относят атомные бомбы, но с регулируемой цепной реакцией. Возможны такие ядерные реакторы, в которых деление производится преимущественно промежуточными нейтронами с энергией, немного превышающей энергию тепловых нейтронов, эти реакторы называют реакторами на промежуточных нейтронах.
Конструктивно эти реакторы отличаются друг от друга количеством замедлителя в активной зоне. Реакторы на быстрых нейтронах совсем не имеют замедлителя. Реакторы на промежуточных нейтронах имеют количество замедлителя недостаточное для полного

замедления всех нейтронов. А реакторы на тепловых нейтронах имеют достаточное количество для замедления всех нейтронов.
16)
Типы ядерных реакторов. Реакторы на тепловых нейтронах гомогенного
типа. Реакторы на тепловых нейтронах гетерогенного типа. Теплоносители реакторов
на тепловых нейтронах. Новые делящиеся вещества, образующиеся в реакторе.
Резонансная структура сечения радиационного захвата U-238. Регенеративные
реакторы. Коэффициент воспроизводства. Регенерат. Особенности реакторов.
В зависимости от способов взаимного размещения горючего и замедлителя в активной зоне реактора, реакторы на тепловых нейтронах бывают двух типов:

Гомогенного типа, когда горючее и замедлитель перемешаны и образуют однородную гомогенную смесь.

Гетерогенного типа, когда горючее размещено в замедлителе в виде тепловыделяющих элементов той или иной формы.
В гетерогенных реакторах, работающих на природном уране в качестве замедлителя, применяют графит, тяжелую воду, бериллий, окись бериллия, а при работе на обогащенном топливе (уране или плутонии) также применяют и природную воду.
В гомогенном реакторе с природным ураном может быть использовано в качестве замедлителя только тяжелая вода, поскольку другие материалы с замедлителем в смеси с природным ураном не приведут к цепной реакции.
Отвод теплоты из активной зоны реактора осуществляется разными теплоносителями в жидком и газообразном состоянии. Теплоносители, применяемые для реакторов на тепловых нейтронах, должны обладать достаточно малым сечением поглощения этих нейтронов. Это могут быть тяжелая вода, природная вода, легкоплавкие металлы и многие газы. Иногда применяют высококипящие органические теплоносители.
Почти каждый ядерный реактор является устройством для выработки тепловой энергии, а кроме этого, и для производства новых делящихся веществ, образующихся в реакторе одновременно с выгоранием ядерного топлива.
Этими веществами являются:

Плутоний 239


239
Pu
, полученный из урана 238
 
238
U
в результате радиационного захвата нейтронами последующих радиоактивных распадов.

Уран 233
 
233
U
, получающийся в результате распада следующим за поглощением нейтронов тория 232


232
Th
В уране 238
 
238
U
некоторая часть радиационного захвата (порядка 20-30%) приходится на резонансное поглощение замедляющихся нейтронов.
Рассмотрим резонансную структуру сечения радиационного захвата урана 238
 
238
U
, в котором наблюдаются три области.