Файл: Китайгородский А.И. Введение в физику учеб. пособие для студентов высш. техн. учеб. заведений.pdf

не приведшим к делению столкновениям, уже выходит из цепной реакции.

В настоящее время к ядерным горючим относятся, прежде всего, такие вещества, которые позволяют осуществить цепную реакцию с

вограниченном объеме количество ядерного горючего, превосходя­ щее некоторый минимум. О первом нейтроне заботиться не прихо­ дится: благодаря космическому излучению в атмосфере всегда име­ ется незначительное количество нейтронов. Кроме того, надо иметь

ввиду явление так называемого спонтанного (т. е. происходящего под действием внутренних сил, самопроизвольного) деления, откры­ тое советскими исследователями Флеровым и Петржаком; оказы­ вается, что изредка деление ядра урана-235 может происходить и без захвата нейтрона. Наконец, радиево-бериллиевая смесь может

также служить источником начальных нейтронов.

§ 217в. Принципы действия ядерного реактора

Если внутри некоторого объема ядерного горючего цепная реак­ ция началась и если она неуправляема, то результатом ее будет взрыв, так как число нейтронов, а вместе с ним и количество выде­ ляющейся энергии в каждый последующий момент будет больше, чем в предыдущий. Количество энергии, выделенной за ничтожные доли секунды, будет столь велико, что последует взрыв.

Для того чтобы выделять энергию в постоянном или, во всяком случае, в регулируемом количестве, нужно создать такую установ­ ку, которая позволяла бы управлять коэффициентом размножения нейтронов. Эти установки называются ядерными реакторами или котлами. В такой установке мы должны иметь возможность начать цепную реакцию с коэффициентом размножения, незначительно превышающим единицу. Тогда концентрация нейтронов внутри кот­ ла, а вместе с ней и мощность реактора начнут расти. Доведя мощ­ ность до желательной, надо иметь возможность сделать коэффи­ циент размножения точно равным единице. Реакция станет само­ поддерживающейся: число нейтронов и выделяемая в единицу времени энергия будут неизменными.

Каждый реактор должен быть сконструирован таким образом, чтобы выделяющиеся при делении нейтроны использовались наибо­ лее эффективно. Однако эффективное использование нейтронов не означает использования их исключительно для деления ядер и вы­ деления энергии. В котел могут быть введены вещества, ядра кото­ рых могут поглощать нейтроны. При помощи реакций с нейтронами можно получить большое количество нужных искусственных ра­ диоактивных изотопов и, что крайне важно, искусственное ядерное

горючее. Таким образом, ядерный реактор является установкой не

порядка 1 км/с (0,025 эВ). Наиболее эффективными в смысле деления являются тепловые медленные нейтроны.

Большие достоинства имеют ядерные реакторы, работающие на естественной или обогащенной смеси урана-235 и урана-238.

Уран-238 обладает свойством резонансного поглощения нейтро­ нов. Сильное поглощение имеет, например, место при энергии 7 эВ. В случае, если в реактор загружается смесь изотопов, замедление нейтронов до энергии, меньшей этой величины, становится совер­ шенно необходимым.

Из сказанного следует, что основными элементами конструкции любого реактора являются: горючее, замедлитель нейтронов, погло­ титель нейтронов (необходимый для регулировки коэффициента размножения) и защита, предохраняющая окружающих от потока

во многих отношениях: 1) материалом, при помощи которого вво­ дится горючее (чистое ядерное горючее, обогащенное горючее, при­ родный уран в виде металла или химических соединений); 2) рас­ положением горючего (объемная решетка, решетка стержней,

4) типом охлаждения (вода, газ, жидкий натрий или отсутствие охлаждения). Реакторы могут быть спроектированы на любые мощ­ ности, начиная от долей киловатта и кончая сотнями тысяч кило­ ватт. В зависимости от типа и количества замедлителя реакторы могут работать на медленных (тепловых) и на быстрых нейтронах.

Управление реакторами полностью автоматизировано. Контроль работы осуществляется с помощью нейтронных детекторов, распо­ ложенных в стенах реактора и способных измерять нейтронные потоки в пределах от 1 до 5-Ю1 0 нейтронов/(см2 -с). В детекторах материалом, чувствительным к нейтронам, служит бор-10 или уран235, наплавленный на электроды ионизационной камеры, или газ — фтористый бор (BF3 ), заполняющий камеру. В первом случае ка­ мера заполняется аргоном, азотом, гелием или воздухом при дав­ лении в две атмосферы.

Очень большая ответственность лежит на различного типа уси­ лителях ионизационного тока в релейных механизмах, передаю­ щих показания нейтронного детектора на приводы, управляющие движением контрольных стержней, а также стержней безопасности.

В процессе работы реактора положение контрольных стержней должно, очевидно, изменяться. Дело в том, что по мере накопления

продуктов распада количество вещества, поглощающего нейтроны, возрастает. Эти «отравляющие» вещества могут в некоторых слу­ чаях удаляться из котла автоматически (например, в том случае, если это газообразные продукты). Однако постепенное выдвижение контрольных стержней является необходимым условием для поддер­ жания плотности нейтронов на неизменном уровне. Через некото­ рый срок, порядка 5—20 месяцев, «отравление» реактора станет настолько значительным, что дальнейшая его работа будет невоз­ можной. Должны последовать очистка котла от продуктов распада, загрузка свежего горючего. К продуктам деления, сильно поглощающим нейтроны, относятся рутений-103, ксенон-131 и 135, неодимий-143, самарий-149 и 151, европий-151, 152 и 155, гадо- линий-155.

Разумеется, изменение коэффициента размножения происходит из-за образования искусственного горючего.

Если кроме ядерного горючего в реакторе имеется какое-то количество урана-238 или тория, то такой реактор наряду с вы­ делением тепла производит искусственное ядерное горючее — плу­ тоний из урана-238 и уран-233 из тория.

крайней мере остается неизменным. Воспроизводящий реактор может быть осуществлен лишь для таких расщепляющихся мате­ риалов и при таких условиях, когда среднее число нейтронов, возникающих при делении, больше двух. Для того чтобы создать условия воспроизводства горючего, надо рассчитать реактор таким образом, чтобы сделать по крайней мере равными число делящихся в секунду атомов и число атомов урана-238 (тория), превращаю­ щихся в секунду в плутоний (уран-233).

Для того чтобы превратить выделяющееся тепло в электрическую энергию, поступают совершенно таким же образом, как и на тепло­ электроцентралях, работающих на угле. Однако забор тепла надо производить в несколько приемов. В проектируемых в США реак­ торах на 1 млн. киловатт предполагается пропускать через реактор поток жидкого натрия, затем в теплообменнике передать это тепло второму натриевому циклу и отвести тепло в теплообменник водяным паром, который уже пойдет в турбину.

§ 217г. Искусственные радиоактивные продукты

Наиболее значительное количество радиоактивных продуктов получается в ядерных реакторах. Управлять этим процессом в сторону получения желательных продуктов мы не можем, и каж­ дый час работы реактора приносит определенное количество продук­ тов деления атомных ядер. К числу таких «обязательных» продуктов деления с относительно большим (достаточным для практического

В настоящее время радиоактивные продукты деления приме­ няются в научно-исследовательских работах, в технике для конт­ роля производственных процессов и качества продукции, для ле­ чебных целей и в других случаях.

Интересной областью применения радиоактивных изотопов яв­ ляется радиография. Рентгеновские аппараты заменяются в области дефектоскопии металлов кобальтом-60 и цезием-137.

Чтобы получить определенный радиоизотоп, имеются две воз­ можности: использование ядерного реактора и использование ядер­ ной бомбардировки при помощи ускорителей частиц.

Помещая любое вещество в реактор, мы подвергаем его действию нейтронов. Реакции с нейтронами осуществляются наиболее легко и позволяют получить радиоактивные изотопы почти всех химиче­ ских элементов. Поэтому в производстве радиоизотопов применение ядерных реакторов играет основную роль.

Радиоизотопы образуются в реакторе либо благодаря захвату нейтронов, либо в результате выбивания нейтронами из бомбарди­ руемых ядер протонов или (реже) а-частиц.

Следует отметить, что ядерный реактор не может производить такой разнообразный ассортимент изотопов, как циклотрон. Эго вполне понятно, так как в реакторе условия бомбардировки атомных ядер ограничены сортом частицы (нейтрон) и диапазоном энергий. Однако и в получении больших количеств, например, изотопа С1 4 применение реакторов имеет недостатки. Вводимый для получения С1 4 исходный материал сильно поглощает нейтроны, и поэтому его нельзя вводить в реактор в больших количествах. Таким образом, ускорители частиц занимают вполне определенное самостоятельное место в производстве радиоизотопов.

Производительность ускорителя определяется энергией и коли­ чеством ядер, выбрасываемых из него в единицу времени. Число это нетрудно подсчитать по данным о среднем ионном токе, сила

Если эти данные известны, то для расчета скорости, с которой под действием пучка ядер будет образовываться то или иное радиоак­ тивное вещество, надо знать еще «эффективное поперечное сечение» реакции. Эта величина измеряется в квадратных сантиметрах, обозначается а и имеет следующий смысл. Если 5 — площадь

Резко увеличенное поглощение имеет место у некоторых ядер при определенных скоростях нейтронов. Например, кадмий сильно поглощает медленные нейтроны с энергией 0,18 эВ: эффективное поперечное сечение этой реакции порядка 7 0 0 0 - Ю - 2 4 см2 .

Поперечное сечение существенно зависит от энергии налета­ ющей частицы. Если кривая зависимости поперечного сечения от

энергии падающей частицы имеет резкий пик, то говорят о резонан­ сном сечении.

Радиоактивные элементы, получаемые в реакторах, так же как и в циклотронах, имеют широкое применение в качестве индикаторов (отсюда название «меченые атомы») почти во всех отраслях науки и техники.

Из изотопов, имеющих наиболее широкое применение, можно

всех элементов могут в принципе быть источниками энергии. Оказы­ вается, любое ядро, более тяжелое, чем ядро атома серебра, облада­ ет большей энергией, чем части, на которые его можно разделить. Все тяжелые ядра выделяют энергию при расщеплении. Чем тяже­ лее ядро, тем больше величина этой энергии. Поэтому уран является предельно «удачным» ядерным горючим.

Однако и легкие ядра могут служить источниками энергии. Тео­ рия показывает, что ядро, полученное слиянием двух легких ядер, будет обладать меньшей энергией, чем исходные частицы. Следова­

от середины Менделеевской таблицы. Наибольшую энергию можно получить при слиянии ядер атома водорода.

При каких условиях можно осуществить реакции слияния лег­ ких ядер? Ядерная бомбардировка не может привести к успеху вви­ ду сильного торможения заряженной частицы в веществе. Единст­ венная возможность — это повышение температуры. Легко подсчи­ тать необходимые температуры, которые надо придать атомным яд­ рам, чтобы они могли приблизиться друг к другу вплотную, прео­ долев электрическое отталкивание.

В центре Солнца, по расчетам астрономов, имеет место темпера­ тура в 20 миллионов градусов. Зная, что на одну степень свободы приходится Х1ЪЬТ энергии, находим среднюю кинетическую энергию, которую будет иметь частица при этой непредставимо высокой тем­ пературе. Энбргия будет равна всего лишь 3000 эВ. Подсчитаем теперь по формуле потенциальной энергии электрического взаимо­ действия U=q4r, на какое расстояние удастся подвести друг к другу два протона. Оказывается, расстояние будет 5 - Ю - 1 1 см. Как