При делении ядра урана 235 в результате захвата медленного нейтрона образуются осколки ксенон 139

Обновлено: 18.05.2024

АЭС устроены сложно. И всё же объяснить, как они работают, можно простым языком. Основы работы атомной станции очень часто ускользают в сложных описаниях процессов. Читатель без подготовки теряется и ему очень сложно уловить суть. Давайте разбираться.

Атомный энергоблок состоит из двух основных частей. Их принято называть ядерным и турбинным островами.

Тепло вырабатывается в первом, преобразование тепловой энергии в электрическую происходит во втором. Обе части очень сложны и имеют определённый набор элементов, общий для всех атомных энергоблоков.

Ядерный остров

В состав ядерного острова входит реактор и всё оборудование, ответственное за получение тепла в реакторе и передачу его турбинному острову. Давайте подробнее остановимся на реакторе.

Если в качестве основного делящегося нуклида реактор использует уран-235, то он работает на медленных или, как иначе говорят, на тепловых нейтронах. При спонтанном делении урана-235 образуются быстро летящие нейтроны, и ему необходимо иметь вещество, замедляющее нейтроны — замедлитель. Почему так? Потому что уран-235 гораздо легче делится нейтронами на низких скоростях. Если нейтрон летящий в ядро, будет слишком быстрым, то он с большей вероятностью отскочит от ядра и полетит дальше, в то время как медленный нейтрон поглотится (“прилипнет” к ядру), увеличит расстоянием между частями ядра достаточно, чтобы ослабли очень сильные ядерные силы (подробнее см. Капельная модель ядра), электрические силы отталкивания их перебороли, в результате осколки ядра разлетятся в разные стороны (из школьного курса физики мы знаем, что заряды с одинаковым знаком отталкиваются).

Сечение деления – это вероятность того, что ядро разделится в результате столкновения с нейтроном. Можно увидеть, что вероятность деления у урана-235 при очень низких энергиях нейтрона очень высока (обведена жёлтым), в то время как нейтронами высоких энергий он делится с меньшей вероятностью (Подробнее см. Нейтронный захват). У урана-238 ситуация обратная, для этого нуклида вероятность деления нейтронами высоких энергий гораздо выше, чем нейтронами низких энергий, которыми он практически не делится. При маленьких скоростях он чаще захватывает нейтрон и после двух бета-распадов превращается в плутоний-239.

В быстром или медленном реакторе всегда происходит наработка плутония-239, который активно делится и частично участвует в процессе выработки тепла. Кстати, плутоний-239 лучше делится тепловыми нейтронами нежели быстрыми, поэтому с оговорками он может быть использован в составе свежего топлива на медленных реакторах.

Так нарабатывается плутоний-239

Для замедления нейтронов в основном используют (по порядку снижения замедляющих свойств):

Тяжёлую воду (в энергетической области развитие получили реакторы типа CANDU)
Графит
Легкую воду

Можно увидеть, что в спектре нейтронов теплового реактора большая доля нейтронов – тепловые, но поскольку нейтроны рождаются быстрыми, то в реакторе присутствует весь спектр нейтронов: какие-то только появились, а какие-то ещё замедляются.

Нейтроны в любом реакторе могут быть любой скорости: даже в реакторе без замедлителя нейтроны со временем будут терять скорость, даже в тепловом реакторе будут нейтроны, которые еще не успели замедлиться. Вопрос лишь в процентном соотношении.

Количество нейтронов, рождающихся при делении, в среднем 2 для урана‑235 и 3 для плутония‑239. Это означает, что если каждый нейтрон будет приводить к делению, реакция будет ускоряться. Такой принцип используется в атомной бомбе: если максимальное количество нейтронов будет приводить к делению, рост выделяемой энергии будет экспоненциальным. Однако нейтроны могут поглощаться не приводя к делению.

Для того чтобы реактор можно было контролировать и регулировать его мощность, коэффициент размножения (читай отношение числа новых нейтронов к числу нейтронов предыдущего поколения, которые спровоцировали их появление) должен быть равен единице. То есть один влетевший в ядро нейтрон провоцирует появление при делении одного нового нейтрона, который вызовет деление. Это достигается за счёт различных ухищрений.

Ядро нельзя заставить испустить один нейтрон при делении, но можно отобрать у него лишние. Часть нейтронов покидает активную зону, часть нейтронов поглощается без деления, и эти процессы управляемы. В зависимости от этого меняется и эффективный коэффициент размножения нейтронов. Чтобы его скорректировать и приблизить к единице, вносят определенные изменения в воду (добавляя бор), поднимая или опуская регулирующие стержни, либо изменения вносятся сами в силу естественных природных процессов (Подробнее см. Коэффициент размножения нейтронов).

Пример: В водо-водяном реакторе один из примеров — температура воды. Вода стала горячее -> плотность её стала ниже -> нейтроны реже сталкиваются с молекулами воды -> хуже замедляются -> происходит меньше делений -> коэффициент размножения падает, а значит и реакция протекает более вяло.

Параметр, который меняется – это реактивность, ρ. Она бывает как положительной, так и отрицательной. В примере с водой в ВВЭР реактор имеет отрицательный температурный эффект реактивности, это значит, что чем выше температура, тем больше падает реактивность и наоборот, чем ниже температура, тем реактивность растёт сильнее.

Но и это не всё. При делении образуются осколки, то есть ядра других элементов, которые тоже могут поглощать нейтроны, испускать различные частицы, мешать работе реактора и вообще существенно влиять на мощность. Ведь что получается, делящихся нуклидов из-за распада становится всё меньше, осколков всё больше, а мощность надо поддерживать. Вот и получается, что нужно вводить положительную реактивность во время работы реактора, поэтому на самом деле коэффициент размножения чуть-чуть больше обозначенной ранее единицы, например, 1,0004

Осколки деления, чьё сечение поглощения (читай вероятность захвата нейтрона ядром) значительно превышает сечение поглощения урана-235 называют отравителями или ядами. Два главных отравителя в активной зоне — это ксенон-135 и самарий-149, остальные осколки называются шлаками, вероятность того что нейтрон будет захвачен шлаком не такая большая, как для ксенона, самария и урана, но поскольку она ненулевая, то всё больше нейтронов уходят вникуда.

Стандартная картинка для пояснения процесса. Когда мощность снижают, то повышается количество ядер ксенона в активной зоне (N_Xe) и падает реактивность (нижний график). Это и есть та самая йодная яма, которую упоминают при обсуждении Чернобыльской аварии. Из-за большой концентрации ксенона мощность нельзя поднимать сразу после остановки реактора, иначе ксенон будет поглощать очень много нейтронов, а когда он в результате выгорит или распадется, и мы избавимся от ксеноновой ямы, мощность вырастет скачкообразно. Поэтому нельзя многократно, часто и резко менять мощность реактора. С самарием ситуация аналогичная. Из-за этих процессов атомные станции работают в базовом режиме в отличии от газотурбинных ТЭС, и их мощностью нельзя маневрировать в течении дня.

Особенности и параметры

Понятийно процесс не сложный, но сложна физика процесса и существует огромное количество компонентов, участвующих в формировании коэффициента размножения.

В медленном реакторе должны использоваться материалы, максимально замедляющие нейтроны. При этом нужно контролировать утечку нейтронов из активной зоны, чтобы на станции можно было работать. Для этого надо подбирать нужное обогащение топлива, параметры теплоносителей и конструкционные материалы, выдерживающие столь высокие нейтронные нагрузки, но и стоящие разумных денег. К тому же между твэлами расстояние должно быть достаточно большим, чтобы нейтроны успели замедлиться до достаточно низких энергий и провзаимодействовать с топливом, но и достаточно малым, чтобы нейтроны не покидали активную зону достаточно интенсивно и чтобы они не успели захватиться вне топлива. Таким образом сформировалась традиционная активная зона реактора с водой под давлением:

Топливо в таблетках, между топливом и оболочкой гелий, во время эксплуатации топливо неизбежно распухает, поскольку в нём накапливаются продукты деления и шлаки (осколки, которые пользы не несут, а только мешают работе реактора). Оболочка выполнена из циркония толщиной в 0,5 мм, а вода в первом контуре находится под давлением около 160 атмосфер при температуре 290–330 °C. При таком давлении вода кипит при температуре 348 °C, поэтому в первом контуре вода всегда остаётся в жидком состоянии. Вода первого контура отдаёт тепло в парогенераторе, и её температура снижается с 330 до 290 градусов, возвращается в реактор и процесс повторяется.

Двухконтурный энергоблок

В кипящих реакторах типа РБМК вода в первом и единственном контуре превращается в пар в реакторе, но из-за температурных ограничений давление там не так велико, как в ВВЭР и составляет всего 65 атмосфер с температурой 280 °C на выходе. При таких параметрах пар является влажным, влага опасна для лопаток турбины (представляете что могут сделать маленькие капли воды несущиеся на огромной скорости в стальные лопатки турбины?), поэтому её отделяют в барабанах-сепараторах и на турбину идёт сухой насыщенный пар. А после турбины всё, как и везде, пар превращается в воду в конденсаторе, вода идёт в реактор, где превращается в пар.

Одноконтурный энергоблок

По сути процесс в турбинной части у обоих реакторов схож по параметрам, но отличие в том, что в РБМК пар радиоактивен, в то же самое время у ВВЭР вода второго контура нерадиоактивна, а вода первого контура значительно радиоактивнее воды и пара в РБМК, поскольку вода является основным замедлителем нейтронов, у РБМК замедлителем является графит.

Из-за таких различий блоки типа РБМК или BWR требуют создания зоны контролируемого доступа во всех помещениях станции, в то время как блоки типа ВВЭР и PWR требуют тщательного контроля получаемой дозы только в помещениях реакторного острова. Получается что на блоках ВВЭР люди, работающие с турбиной и сидящие за пультом управления (находится за пределами реакторных помещений), не нуждаются в ношении специальной одежды, в то время как на РБМК все всегда проходят радиационный контроль и находятся в сменной белой одежде как за блочным пультом управления, так и в турбинных помещениях.

! Обратите внимание, что ни на одной принципиальной схеме нет прямого взаимодействия с окружающей средой, теплоноситель, взаимодействующий с реактором, всегда находится в замкнутом закрытом контуре на любой атомной станции.

Значительно отличаются быстрые реакторы. В них недопустимо использование в материалах реактора материалов, замедляющих нейтроны, а теплоноситель не может содержать лёгких ядер, поэтому вода не подходит. Выход был найден в виде жидких металлов. Также они имеют преимущество перед водой, поскольку обладают очень большой теплоотдачей. Высокая температура и плотность теплоносителя первого контура позволяют использовать перегретый пар во втором, что повышает эффективность генерации электричества.

В дальнейшем я расскажу о тепловом цикле, что он из себя представляет и почему пар обязательно надо превращать в воду в конденсаторе. Поговорим о том, что из себя представляет парогенератор и узнаем, почему нельзя просто взять и сделать реактор на плутониевом и ториевом топливе.

Ура́н-235 (англ. uranium-235 ), историческое название актиноура́н (лат. Actin Uranium , обозначается символом AcU) — радиоактивный нуклид химического элемента урана с атомным номером 92 и массовым числом 235. Изотопная распространённость урана-235 в природе составляет 0,7200(51) % [2] . Является родоначальником радиоактивного семейства 4n+3, называемого рядом актиния. Открыт в 1935 году Артуром Демпстером (англ. Arthur Jeffrey Dempster ) [3] [4] .

В отличие от другого, наиболее распространенного изотопа урана 238 U, в 235 U возможна самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция. Поэтому этот изотоп используется как топливо в ядерных реакторах, а также в ядерном оружии.

Активность одного грамма этого нуклида составляет приблизительно 80 кБк.

Содержание

Образование и распад

Уран-235 образуется в результате следующих распадов:

нуклида [2] мин):

, осуществляемый нуклидом [2] дня):

нуклида 239 Pu (период полураспада составляет 2,411(3)·10 4 [2] лет):

Распад урана-235 происходит по следующим направлениям:

Вынужденное деление

В начале 1930-х гг. Энрико Ферми проводил облучение урана нейтронами, преследуя цель получить таким образом трансурановые элементы. Но в 1939 г. О. Ган и Ф. Штрассман смогли показать, что при поглощении нейтрона ядром урана происходит вынужденная реакция деления. Как правило, ядро делится на два осколка, при этом высвобождается 2-3 нейтрона (см. схему) [5] .

Осколки, образующиеся при делении ядра урана, в свою очередь являются радиоактивными, и подвергаются цепочке β − -распадов, при которых постепенно в течение длительного времени выделяется дополнительная энергия. Средняя энергия, выделяющаяся при распаде одного ядра урана-235 с учётом распада осколков, составляет приблизительно 202,5 МэВ = 3,244·10 −11 Дж, или 19,54 ТДж/моль = 83,14 ТДж/кг [6] .

Деление ядер — лишь один из множества процессов, возможных при взаимодействии нейтронов с ядрами, именно он лежит в основе работы любого ядерного реактора [7] .

Цепная ядерная реакция

При распаде одного ядра 235 U обычно испускается 2-3 нейтрона (в среднем за акт деления возникает 2.5 свободных нейтрона). Каждый нейтрон, образовавшийся при распаде ядра 235 U, при попадании в другое ядро 235 U может вызвать новый акт распада, это явление называется цепной ядерной реакцией.

Гипотетически, количество нейтронов после второго этапа распада ядер может превышать 3² = 9. С каждым последующим этапом количество образующихся нейтронов может нарастать лавинообразно. В реальных условиях свободные нейтроны могут не порождать новый акт деления, покидая образец до захвата 235 U или будучи захвачены иными материалами (например, 238 U).

Если в среднем каждый акт деления порождает один новый акт деления, то реакция становится самоподдерживающейся; это состояние называется критическим. (см. также Коэффициент размножения нейтронов)

В реальных условиях достичь критического состояния урана не так просто, поскольку на протекание реакции влияет ряд факторов. Например, природный уран лишь на 0,72 % состоит из 235 U, 99,2745 % составляет 238 U [2] , который поглощает нейтроны, образующиеся при делении ядер 235 U. Кроме того, при распаде 235 U образуются быстрые нейтроны, в силу особенностей соотношения сечений захвата 235 U и 238 U, при снижении скорости свободных нейтронов (образовании тепловых нейтронов) - реактивность материала возрастает. Это приводит к тому, что в природном уране в настоящее время цепная реакция очень быстро затухает. Осуществить незатухающую цепную реакцию можно несколькими основными путями [5] :

Увеличить объём образца (для выделенного из руды урана возможно достижение критической массы за счёт увеличения объёма);
Осуществить разделение изотопов, повысив содержание 235 U в образце;
Сократить потерю свободных нейтронов через поверхность образца с помощью применения различного рода отражателей;
Использовать замедлитель для повышения концентрации тепловых нейтронов.

Изомеры

Известен единственный изомер 235 U m со следующими характеристиками [2] :

Избыток массы: 40 920,6(1,8) кэВ
Энергия возбуждения: 76,5(4) эВ
Период полураспада: 26 мин
Спин и чётность ядра: 1/2 +

Распад изомерного состояния осуществляется путём изомерного перехода в основное состояние.

В отличие от радиоактивного распада ядер, сопровождающегося испусканием α- или β-частиц, реакции деления – это процесс, при котором нестабильное ядро делится на два крупных фрагмента сравнимых масс.

В 1939 году немецкими учеными О. Ганом и Ф. Штрассманом было открыто деление ядер урана . Продолжая исследования, начатые Ферми, они установили, что при бомбардировке урана нейтронами возникают элементы средней части периодической системы – радиоактивные изотопы бария (Z = 56), криптона (Z = 36) и др.

Уран встречается в природе в виде двух изотопов: (99,3 %) и (0,7 %). При бомбардировке нейтронами ядра обоих изотопов могут расщепляться на два осколка.

При этом реакция деления наиболее интенсивно идет на медленных (тепловых) нейтронах, в то время как ядра вступают в реакцию деления только с быстрыми нейтронами с энергией порядка 1 МэВ.

Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы так называемый коэффициент размножения нейтронов k был больше единицы. Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу нейтронов в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтронной среды (активной зоны ядерного реактора).

Другими словами, в каждом последующем поколении нейтронов должно быть больше, чем в предыдущем.

При коэффициенте размножения К = 1 число делящихся ядер поддерживается на постоянном уровне. Такой режим обеспечивается в ядерных реакторах.

Если масса ядерного топлива меньше критической массы, то коэффициент размножения К

Если же масса ядерного топлива больше критической, то коэффициент размножения К > 1 и каждое новое поколение нейтронов вызывает все большее число делений. Цепная реакция лавинообразно нарастает и имеет характер взрыва, сопровождающегося огромным выделением энергии и повышением температуры окружающей среды до нескольких миллионов градусов. Цепная реакция такого рода происходит при взрыве атомной бомбы.

Коэффициент размножения определяется не только числом нейтронов, образующихся в каждом элементарном акте, но и условиями, в которых протекает реакция – часть нейтронов может поглощаться другими ядрами или выходить из зоны реакции. Нейтроны, освободившиеся при делении ядер урана-235, способны вызвать деление лишь ядер этого же урана, на долю которого в природном уране приходится всего лишь 0,7 %. Такая концентрация оказывается недостаточной для начала цепной реакции. Изотоп также может поглощать нейтроны, но при этом не возникает цепной реакции.

Цепная реакция в уране с повышенным содержанием урана-235 может развиваться только тогда, когда масса урана превосходит так называемую критическую массу . В небольших кусках урана большинство нейтронов, не попав ни в одно ядро, вылетают наружу. Для чистого урана-235 критическая масса составляет около 50 кг.

Критическую массу урана можно во много раз уменьшить, если использовать так называемые замедлители нейтронов . Дело в том, что нейтроны, рождающиеся при распаде ядер урана, имеют слишком большие скорости, а вероятность захвата медленных нейтронов ядрами урана-235 в сотни раз больше, чем быстрых. Наилучшим замедлителем нейтронов является тяжелая вода D₂O. Обычная вода при взаимодействии с нейтронами сама превращается в тяжелую воду.

Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов. При упругом взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода нейтроны замедляются до тепловых скоростей.

Применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из бериллия, которая отражает нейтроны, позволяет снизить критическую массу до 250 г.

В атомных бомбах цепная неуправляемая ядерная реакция возникает при быстром соединении двух кусков урана-235, каждый из которых имеет массу несколько ниже критической.

Устройство, в котором поддерживается управляемая реакция деления ядер, называется ядерным (или атомным) реактором.

Ядерный (атомный) реактор - устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов.

Основными элементами атомного энергетического реактора являются активная зона , отражатель нейтронов , окружающий активную зону, стержни-поглотители нейтронов , обеспечивающие управление реактором (поддержание энергии на нужном уровне и обеспечение раномерности ее распределения по объему реактора) и аварийную защиту, биологическая защита реактора. Реактор заключен в герметичный металлический корпус (здесь же находится теплообменник). Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее (в реакторах на тепловых нейтронах активная зона содержит также замедлитель нейтронов и некоторые другие компоненты). В ней протекает управляемая цепная ядерная реакция и выделяется энергия деления (в основном – в виде тепловой). Выделенная энергия отводится с помощью теплоносителя . При необходимости, тепловая энергия превращается в электрическую либо с помощью тепловых преобразователей, вмонтированных непосредственно в реактор, или с помощью специального теплоносителя, уносящего тепло к внешнему электрогенератору.

Особое место среди ядерных реакций занимают цепные реакции деления некоторых тяжелых элементов. Так, например, вынужденное деление ядер урана нейтронами сопровождается вылетом нескольких нейтронов, которые, взаимодействуя с соседними ядрами урана, вызывают их деление. Так как суммарная энергия связи ядер-осколков меньше, чем энергия связи урана, то цепная реакция сопровождается выделением огромной энергии в виде кинетической энергии осколков, энергии гамма-квантов и энергии вторичных электронов.

Необходимым условием протекания цепной ядерной реакции является то, что коэффициент размножения нейтронов k>1 или k=1 и наличие критической массы вещества.

Для осуществления управляемой цепной реакции используют ядерный реактор, который является источником энергии на АЭС и морском флоте.

Что это? Очередной фильм ужасов! Нет, это свидетельства очевидцев страшного преступления американской военщины, совершенного в августе 1945 года над японским городом Нагасаки. В результате бомбардировки японских городов Хиросима и Нагасаки погибли около 100 тыс. человек, еще десятки тысяч умерли позднее от лучевой болезни. Вот так впервые человек распорядился ядерной энергией.

Открытие деления ядер урана

А история эта началась еще в 30-х годы XX века. Немецкие ученые О.Ган и Ф.Штрассман в 1938 г. обнаружили, что при бомбардировке урана нейтронами возникают ядра, примерно вдвое более легкие, чем исходное ядро урана.

На фотографии треки осколков, образовавшихся при делении ядра урана в камере Вильсона.

Механизм деления ядра урана

Эмигранты из нацисткой Германии Л.Мейтнер и О.Фриш в 1939 г. Сумели объяснить механизм деления ядра урана на основе капельной модели ядра, предложенной Н.Бором. Ядро, поглотившее нейтрон, находится в возбужденном состоянии и подобно капле ртути при толчке начинает колебаться, изменяя свою форму. Когда энергия возбуждения станет больше энергии связи, то за счет кулоновских сил ядро разорвется на две части, которые разлетятся в противоположные стороны.

Кинетическая энергия новых ядер обусловлена кулоновскими силами. Если суммарная энергия связи ядер-осколков меньше, чем энергия связи ядра урана, то реакция сопровождается выделением огромной энергии в виде кинетической энергии осколков, энергии гамма-квантов и энергии вторичных нейтронов. Обнаружено, что при бомбардировке нейтронами урана-235 образуется 80 различных ядер.

Обратите внимание:

При делении ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется энергии 8×1010Дж, или 22000 кВт×ч. Естественный уран состоит:
из урана-235 (0,7%) и урана-238 (97,3%).

Цепная реакция деления урана

В январе 1939 года Ферми высказал мысль, что при делении урана-235 следует ожидать испускания быстрых нейтронов и что, если число вылетевших нейтронов будет больше, чем число поглощенных, путь к цепной реакции будет открыт. Поставленный эксперимент подтвердил наличие быстрых нейтронов.

Вынужденное деление ядер урана нейтронами сопровождается вылетом нескольких нейтронов, которые, взаимодействуя с соседними ядрами урана, вызывают их деление. Т.к. суммарная энергия связи ядер-осколков меньше, чем энергия связи ядра урана, то цепная реакция сопровождается выделением огромной энергии в виде кинетической энергии осколков, энергии квантов и энергии вторичных нейтронов.

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

Скорость нарастания цепной реакции характеризуют величиной, называемой коэффициентом размножения нейтронов, который характеризует быстроту роста числа нейтронов и равен отношению числа нейтронов в одном каком-либо поколении цепной реакции Ni к породившему их числу нейтронов предшествующего поколения Ni-1:

При k=1 число нейтронов, участвующих в делении ядер, остается неизменны, реакция протекает стационарно, имеет управляемый характер.

При k>1 число нейтронов увеличивается, интенсивность реакции возрастает.

При k>1,006 может принять неуправляемый характер.

При k=1,01 происходит взрыв.

С целью уменьшения вылета нейтронов с куска урана увеличивают массу урана. Минимальное значение массы урана, при котором возможна цепная реакция, называется критической массой.

В зависимости от устройства установок и типа горючего критическая масса изменяется от 200 г (прт наличии отражателя нейтронов) до 50 кг.

Образование плутония

Плутоний (Pu) – серебристо-белый радиоактивный металл группы актиноидов, теплый на ощупь (из-за своей радиоактивности. В природе встречается в очень малых количествах в уранитовой смолке и других рудах урана и церия, в значительном количестве получают искусственно.

Для осуществления цепной ядерной реакции требуется уран-235, но в природном уране данный изотоп составляет только 0,7%, а 99,3% приходятся на уран-238. Поэтому встал вопрос, как использовать в ядерной энергетике уран-238. Оказывается, если использовать обогащенный уран (смесь содержащая не менее 15% изотопа-235), то изотоп урана-238 превращается в b-радиоактивный изотоп урана-239.

В процессе радиоактивных превращений образуется изотоп нептуния, а затем плутония, который в дальнейшем используется в качестве ядерного топлива. При этом при делении 1 кг урана получается 1,5 кг плутония. Т.о. в реакторах размножителях можно воспроизводить ядерное топливо в количестве, превосходящем израсходованное.

Ядерная энергетика

Для осуществления управляемой цепной реакции используют ядерный реактор, который является источником энергии на АЭС и морском флоте. В ядерном реакторе число нейтронов, участвующих в делении ядер, остается неизменным (k=1), реакция протекает стационарно и имеет управляемый характер. Впервые управляемая цепная реакция деления ядер урана была осуществлена в 1942 г. в США под руководством Э. Ферми в уран-графитовом реакторе.

В нашей стране первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, которыми руководил И. В. Курчатов.

Ядерный реактор – устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция.

В ядерном реакторе число нейтронов, участвующих в делении ядер, остается неизменным (k=1), реакция протекает стационарно и имеет управляемый характер.

Ядра урана, особенно ядра изотопа U-235, наиболее эффективно 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.

Основными элементами ядерного реактора являются: ядерное горючее U-235, Pu-239, замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.), теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.), регулирующие стержни (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор — вещества, которые хорошо поглощают нейтроны). Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей гамма-излучение и нейтроны. Оболочку делают из бетона с железным заполнителем.

По назначению реакторы делятся:

Исследовательские. 2. Энергетические. 3. Воспроизводящие (реакторы на быстрых нейтронах). 4. Транспортные. 5. Реакторы для промышленного получения изотопов различных химических элементов.

В реакторах на быстрых нейтронах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15 % изотопа U-235. Преимущество таких реакторов состоит в том, что при их работе ядра урана-238, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β – -распадов превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т. е. на 1 кг урана-235 получается до 1,5 кг плутония. В обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

Применение ядерных реакторов

Атомная подводная лодка
Атомный крейсер “Адмирал Кузнецов”
Атомный ледокол
Бомбардировщик ТУ-95 ЛАЛ с ядерной силовой установкой
ИСЗ с ядерным двигателем
Опреснительная установка

Преимущества АЭС

· ядерные реакторы не потребляют кислород и органическое топливо;

· отсутствует загрязнение окружающей среды золой и другими вредными для человека продуктами сгорания топлива;

· биосфера надежно защищена от радиоактивного воздействия при нормальном режиме эксплуатации АЭС.

Опасные факторы воздействия на окружающую среду

· нарушение теплового баланса в окрестности АЭС;

· проблема захоронения радиоактивных отходов и демонтажа отслуживших срок реакторов;

· радиоактивное загрязнение местности при аварийных выбросах;

· опасность экологических катастроф.

Ядерное оружие

Первая атомная бомба была испытана в США 16 июля 1945 г. Мощность взрыва составила 20 кт. Мощность взрыва атомной бомбы характеризуется тротиловым эквивалентом, т.е. при таком взрыве выделяется такая же энергия, как и при взрыве 20000 т тринитротолуола.

В августе 1945 года впервые атомное оружие было применено на мирных жителях, в результате чего города Хиросима и Нагасаки практически были стерты в лица земли ударными волнами. В результате преступных действий американской военщины в японских городов Хиросима и Нагасаки погибли около 100 тыс. человек, еще десятки тысяч умерли позднее от лучевой болезни. Так одно из самых замечательных открытий XX в. было использовано в атомном оружие, ставшим главным аргументом в “холодной войне” между СССР и США.

Американские правящие круги, спекулируя на временной монополии США в области ядерного оружия, пытались использовать его для устрашения свободолюбивых народов. Однако атомные “секреты” уже в 1947 были раскрыты советскими учёными во главе с академиком И. В. Курчатовым, а в августе 1949 в СССР произведён экспериментальный взрыв атомного устройства, что привело к полному краху атомного шантажа.

Первая советская атомная бомба

До сих пор Россия говорит на равных с ведущими державами благодаря этому человеку, на плечах которого поднялась вся ядерная программа СССР. За выдающиеся организаторские заслуги только два человека в стране были удостоены звания почетного гражданина Советского Союза – И. Курчатов и Л. Берия.

Холодная война закончилась, но ядерное оружие по-прежнему остаётся одним из главных гарантов суверенитета России. И пока мы в состоянии производить самое грозное в мире оружие, наши стратегические ресурсы под надёжной защитой.

Читайте также: