Курс физики для вузов - часть 126

осколок деления

 в результате трех

актов

 превращается в ста-

бильный изотоп лантана

Осколки деления могут быть разно-

образными, поэтому реакция (265.1) не
единственная, приводящая к делению

 Возможна, например, реакция

Большинство нейтронов при деле-

нии испускается практически мгновен-
но

 1СГ

14

 с), а часть (около 0,7 %) ис-

пускается осколками деления спустя
некоторое время после деления (0,05 с

 t  60 с). Первые из них называются

мгновенными, вторые — запаздываю-

щими. В среднем на каждый акт деле-
ния приходится 2,5 испущенных нейтро-

нов. Они имеют сравнительно широкий
энергетический спектр в пределах от 0 до
7 МэВ, причем на один нейтрон в сред-
нем приходится энергия около 2 МэВ.

Расчеты показывают, что деление

ядер должно сопровождаться также
выделением большого количества энер-

гии. В самом деле, удельная энергия
связи для ядер средними массовыми

числами составляет примерно 8,7 МэВ,

в то время как для тяжелых ядер она
равна 7,6 МэВ (см. § 252). Следователь-
но, при делении тяжелого ядра на два
осколка должна освобождаться энер-
гия, равная примерно 1,1 МэВ на один
нуклон. Эксперименты подтверждают,

что при каждом акте деления действи-
тельно выделяется огромная энергия,
которая распределяется между оскол-
ками (основная доля), нейтронами де-

ления, а также между продуктами пос-
ледующего распада осколков деления.

В основу теории деления атомных

ядер (Н. Бор, Я. И. Френкель) положе-

на капельная модель ядра (см. § 254).

Ядро рассматривается как капля элек-
трически заряженной несжимаемой

жидкости (с плотностью, равной ядер-
ной, и подчиняющейся законам кванто-
вой механики), частицы которой при
попадании нейтрона в ядро приходят в
колебательное движение, в результате
чего ядро разрывается на две части, раз-
летающиеся с огромной энергией.

Вероятность деления ядер определя-

ется энергией нейтронов. Например,
если высокоэнергетичные нейтроны
(см. § 264) вызывают деление практи-

чески всех ядер, то нейтроны с энерги-
ей в несколько мегаэлектрон-вольт —
только тяжелых ядер (А > 210).

Нейтроны, обладающие энергией

активации (минимальной энергией,
необходимой для осуществления реак-
ции деления ядра) порядка 1 МэВ, вы-
зывают деление ядер урана

 тория

 протактиния

 и плутония

 Тепловыми нейтронами делятся

ядра

 и

 (два пос-

ледних изотопа в природе не встреча-
ются, они получаются искусственным

путем). Например, изотоп

 получа-

ется в результате радиационного захва-
та [реакции

 см. § 264)] нейтронов

ядром

§ 266. Цепная реакция деления

Испускаемые при делении ядер вто-

ричные нейтроны могут вызвать новые
акты деления, что делает возможным
осуществление цепной реакции деле-
ния — ядерной реакции, в которой час-
тицы, вызывающие реакцию, образуют-
ся как продукты этой реакции. Цепная
реакция деления характеризуется ко-

эффициентом размножения к нейт-

503

ронов,

 равен отношению чис-

ла нейтронов в данном поколении к их
числу в предыдущем поколении. Необ-

ходимым условием для развития цепной

реакции деления является требование

Оказывается, что не все образующи-

еся вторичные нейтроны вызывают
последующее деление ядер, что приво-
дит к уменьшению коэффициента раз-
множения. Во-первых, из-за конечных
размеров активной зоны (простран-
ство, где происходит цепная реакция)
и большой проникающей способности
нейтронов часть из них покинет актив-
ную зону раньше, чем будет захвачена
каким-либо ядром. Во-вторых, часть
нейтронов захватывается ядрами неде-
лящихся примесей, всегда присутству-

ющих в активной зоне. Кроме того, на-
ряду с делением могут иметь место кон-
курирующие процессы радиационного
захвата и неупругого рассеяния.

Коэффициент размножения зависит

от природы делящегося вещества, а для

данного изотопа — от его количества, а
также размеров и формы активной
зоны. Минимальные размеры активной

зоны, при которых возможно осуществ-
ление цепной реакции, называются
критическими размерами. Мини-
мальная масса делящегося вещества,
находящегося в системе критических
размеров, необходимая для осуществ-

ления цепной реакции, называется кри-

тической массой.

Скорость развития цепных реакций

различна. Пусть Т — среднее время
жизни одного поколения, а N — число
нейтронов в данном поколении. В сле-

дующем поколении их число равно kN,

т.е. прирост числа нейтронов за одно

 kN- N= N(k-l). При-

рост же числа нейтронов за единицу
времени, т. е. скорость нарастания цеп-
ной реакции,

(266.1)

Интегрируя (266.1), получим

где

 — число нейтронов в начальный

момент времени, а N — их число в мо-
мент времени

 знаком

При к > 1 идет развивающаяся ре-

акция, число делений непрерывно рас-
тет и реакция может стать взрывной.

При к = 1 идет самоподдерживающа-

яся реакция, при которой число нейт-

ронов с течением времени не изменя-
ется. При к < 1 идет затухающая ре-
акция.

Цепные реакции делятся на управ-

ляемые  неуправляемые. Взрыв атом-

ной бомбы, например, является неуп-
равляемой реакцией. Чтобы атомная
бомба при хранении не взорвалась, в
ней

 (или

 делится на две уда-

ленные друг от друга части с массами,

ниже критических. Затем с помощью
обычного взрыва эти массы сближают-
ся, общая масса делящегося вещества

становится больше критической и воз-
никает взрывная цепная реакция, со-
провождающаяся мгновенным выделе-
нием огромного количества энергии и
большими разрушениями. Взрывная
реакция начинается за счет имеющих-
ся нейтронов спонтанного деления или
нейтронов космического излучения.

Управляемые цепные реакции осуще-

ствляются в ядерных реакторах (см.
§267).

В природе имеется три изотопа, ко-

торые могут служить ядерным
вом

 в естественном уране его со-

держится примерно 0,7 %) или сырьем
для его получения

 и

 в есте-

ственном уране его содержится пример-

504

но 99,3

 служит исходным про-

дуктом для получения искусственного

ядерного топлива

 [см. реакцию

(265.2)], a

 поглощая нейтроны,

посредством двух последовательных

 — для превращения в ядро

Реакции (266.2) и (265.2), таким об-

разом, открывают реальную возмож-
ность воспроизводства ядерного горю-
чего в процессе цепной реакции деления.

§ 267. Понятие

о ядерной энергетике

Большое значение в ядерной энер-

гетике приобретает не только осуществ-

ление цепной реакции деления, но и
управление ею. Устройства, в которых
осуществляется и поддерживается уп-
равляемая цепная реакция деления,

называются ядерными реакторами.

Пуск первого реактора в мире осуще-
ствлен в Чикагском университете
(1942) под руководством Э.Ферми, в
России (и в Европе) — в Москве (1946)

под руководством И. В. Курчатова.

Для пояснения работы реактора рас-

смотрим принцип действия реактора на
тепловых нейтронах (рис. 348). В ак-
тивной зоне реактора расположены теп-
ловыделяющие элементы 1 и замедли-
тель 2, в котором нейтроны
ся до тепловых скоростей. Тепловыде-

ляющие элементы (твэлы) представля-

ют собой блоки из делящегося матери-

ла, заключенные в герметичную обо-
лочку, слабо поглощающую нейтроны.

За счет энергии, выделяющейся при
делении ядер, твэлы разогреваются, а

поэтому для охлаждения они помеща-
ются в поток теплоносителя (3 — канал

Рис. 348

для протока теплоносителя). Активная
зона окружается отражателем 4, умень-

шающим утечку нейтронов.

Управление цепной реакцией осу-

ществляется специальными управляю-
щими стержнями 5 из материалов,
сильно поглощающих нейтроны (на-
пример, В, Cd). Параметры реактора

рассчитываются так, что при полностью

вставленных стержнях реакция заведо-
мо не идет, при постепенном вынима-
нии стержней коэффициент размноже-
ния нейтронов растет и при некотором
их положении принимает значение,
равное единице. В этот момент реактор
начинает работать.

По мере его работы количество де-

лящегося материала в активной зоне
уменьшается и происходит ее загрязне-
ние осколками деления, среди которых
могут быть сильные поглотители нейт-
ронов.

Чтобы реакция не прекратилась, из

активной зоны с помощью автоматичес-
кого устройства постепенно извлекают-
ся управляющие (а часто специальные

компенсирующие) стержни. Подобное

управление реакцией возможно благо-
даря существованию запаздывающих
нейтронов (см. § 265), испускаемых де-

лящимися ядрами с запаздыванием до

1 мин. Когда ядерное топливо выгора-

ет, реакция прекращается. До нового
запуска реактора выгоревшее ядерное
топливо извлекают и загружают новое.

505

В реакторе имеются также аварийные

стержни, введение которых при внезап-
ном увеличении интенсивности реак-
ции немедленно ее обрывает.

Ядерный реактор является мощным

источником проникающей радиации

(нейтроны,

 примерно в

 раз превышающей санитарные нор-

мы. Поэтому любой реактор имеет био-

логическую защиту — систему экранов
из защитных материалов (например,
бетон, свинец, вода), располагающую-
ся за его отражателем, и пульт дистан-

ционного управления.

Ядерные реакторы различаются:

1) по характеру основных материа-

лов, находящихся в активной зоне (ядер-

ное топливо, замедлитель, теплоноси-
тель); в качестве делящихся и сырьевых
веществ используются

 в качестве замедлителей —

вода (обычная и тяжелая), графит, бе-
риллий, органические жидкости и т.д.,
в качестве теплоносителей — воздух,
вода, водяной пар, Не,

 и т.д.;

2) по характеру размещения ядерно-

го топлива и замедлителя в активной

зоне: гомогенные (оба вещества равно-

мерно смешаны друг с другом) и гете-

рогенные (оба вещества располагают-

ся порознь в виде блоков);

3) по энергии нейтронов (реакторы

на тепловых и быстрых нейтронах;
в последних используются нейтроны
деления и замедлитель вообще отсут-
ствует);

4) по типу режима (непрерывные и

импульсные);

5) по назначению (энергетические,

исследовательские, реакторы по произ-
водству новых делящихся материалов,
радиоактивных изотопов и т.д.).

В соответствии с рассмотренными

признаками и образовались такие на-
звания, как уран-графитовые, водо-во-
дяные,

 реакторы и др.

Среди ядерных реакторов особое

место занимают энергетические реак-
торы-размножители. В них наряду с
выработкой электроэнергии идет про-
цесс воспроизводства ядерного горюче-
го в результате реакции (265.2) или

(266.2). Это означает, что в реакторе на
естественном или слабообогащенном

уране используется не только изотоп

 но и изотоп

 В настоящее вре-

мя основой ядерной энергетики с вос-
производством горючего являются ре-
акторы на быстрых нейтронах.

Впервые ядерная энергия для мир-

ных целей была использована в СССР.
В Обнинске под руководством И. В. Кур-
чатова введена в эксплуатацию (1954)
первая атомная электростанция мощ-
ностью 5 МВт.

Принцип работы атомной электро-

станции на водо-водяном реакторе при-
веден на рис. 349. Урановые блоки 1
погружены в воду 2, которая служит
одновременно и замедлителем, и тепло-
носителем. Горячая вода (она находит-
ся под давлением и нагревается до

300 °С) из верхней части активной зоны

реактора поступает через трубопровод

3 в парогенератор 4, где она испаряется

и охлаждается, и возвращается через
трубопровод 5 в реактор. Насыщенный
пар 6 через трубопровод 7 поступает в

паровую турбину 8, возвращаясь после
отработки через трубопровод 9 в паро-
генератор. Турбина вращает электри-

ческий генератор 10, ток от которого

поступает в электрическую сеть.

Рис. 349

506