Ядерная энергетика

проблемы ядерной энергетики.

г. О.Фриш, Л.Мейтнер
Деление происходит
под действием кулоновских сил
Rb
94
При бомбардировке нейтронами

U
наиболее вероятное деление на Kr и Ba в соотношении 2/3

235

89

144

α -излучение

γ-излучение

23592U+10n→14456Ba+8936Kr +31 0n

осуществлять цепную реакцию деления урана.
Ядерной цепной реакцией называется реакция,

в которой частицы, вызывающие ее (нейтроны), образуются как продукты этой же реакции.
При делении каждого ядра выделяется около 200 МэВ (1МэВ =1,6*10-13Дж)
Естественный уран: и

=1/140*

каком-либо «поколении» к числу нейтронов предшествующего «поколения».

с последующим делением и захват быстрых нейтронов ядрами

и также с последующим делением (сопровождается увеличением числа 1 0n );
Захват нейтронов ядрами урана без деления (приводит к убыли 1 0n)
Захват нейтронов продуктами деления, замедлителем и конструктивными элементами установки (приводит к убыли 1 0n);
Вылет нейтронов из делящегося вещества уменьшает число 1 0n.

Очень важным фактором является масса урана, называемая
критической.
Критическая масса – это наименьшая масса урана, при которой возможно протекание цепной реакции. Для шарообразного куска урана-235 она составляет m≈50 кг, при этом радиус R=9 см.

Для стационарного течения цепной
реакции коэффициент размножения
должен быть равен 1.
Если k=1,01 , то произойдет взрыв.

образуется радиоактивный изотоп с

периодом полураспада 23 минуты.
Распад происходит с испусканием электрона и возникновением первого трансуранового элемента – нептуния:
→ +

Нептуний β-радиоактивен с периодом полураспада около двух дней.
В процессе распада нептуния образуется следующий трансурановый элемент – плутоний:
→ +
Период полураспада плутония 24000 лет. Он делится под влиянием медленных нейтронов.
С помощью плутония также может осуществляться цепная реакция, которая сопровождается выделением громадной энергии.

цепная ядерная реакция.
Ядра урана (особенно изотопа

) наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны.

Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых.

В ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициенты размножения нейтронов.

Реакторы на медленных нейтронах

,
,

и др.);
2) замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.);
3) теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.);
4) Устройство для регулиро-
вания скорости реакции (вводимые в рабочее

пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор – вещества, которые хорошо поглощают нейтроны).
5)Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей γ-излучение и нейтроны. Оболочку выполняют из бетона с железным наполнителем.
6) Бериллиевая оболочка отражает вылетающие нейтроны, возвращая их обратно в активную зону реактора.

может протекать цепная ядерная реакция.
При малых размерах велика утечка

нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в которой располагаются стержни с ураном).
С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально площади поверхности.

Увеличивая систему, можно достичь значений коэффициента размножения k=1. Система будет иметь критические размеры , если число нейтронов , потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов , полученных в процессе деления.
Критические размеры (критическая масса) определяются:
типом ядерного горючего;
замедлителем;
конструктивными особенностями реактора.

бор.
При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k>1.
При полностью

вдвинутых стержнях k<1.

Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции.

быстрых нейтронах.
Вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами мала
такие реакторы

не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа .

Преимущество: при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива.
Эти реакторы называют реакторами - размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал.

США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942г.
В

нашей стране первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял ученый Игорь Васильевич Курчатов (1903-1960).

Энрико Ферми (1901-1954)

Игорь Васильевич Курчатов
(1903-1960)