Что такое цепная реакция деления

Содержание:

Лавинообразное появление новых ядер в уране возможно только для изотопа 235U. Впервые о явлении заговорили в 1934 благодаря работам Жолио-Кюри. Они, в 1939 году, вместе с Коварски провели бомбардировку урана и, кроме осколков деления, обнаружили высвобождение 2-3 нейтронов. При попадании в другие ядра последние снова делятся с выделением уже 6-9 элементарных частиц.

В процессе исследований и экспериментов Ферми, супруги Кюри, Штрассман, Фриш, Ган установили: попавший в ядро 235U нейтрон делит его в два-три раза. Вследствие распада выделяется около 200 МэВ энергии, 165 МэВ уходит на перемещение так называемых осколков, остальную с собой уносят гамма-кванты.

При распаде 1 кг 235-го изотопа урана высвобождается 80*10 12 Дж энергии – в миллионы больше, чем 1 кг сожжённого каменного угля. С середины XX века начали вести работы по освобождению и обузданию этого энергетического потенциала для получения электрической энергии.

Проблемы при протекании ЦЯРД

Энергии высвободившихся нейтронов достаточно для расщепления 235U, на долю которого припадает около 0,7% встречающегося в природе урана. Элемента с массовым числом 238 – свыше 99%. Для протекания ЦЯРД нужно несколько десятков килограмм очищенного или обогащённого 235U, иначе практически вся энергия нейтронов уходит на столкновение с ураном-238.

Вторая беда – неуправляемость процессом. В области деления урана температура повышается до миллионов градусов, мгновенно испаряя все вещества вокруг. Образуется раскалённый газообразный шар, сносящий и сжигающий всё вокруг. Контролировать процесс научились благодаря установкам, названным ядерными реакторами.

Источник

Что такое цепная реакция деления

Рис.1. Энергетический спектр нейтронов, испущенных при делении тепловыми нейтронами ядра 235 U

.

(4)

где верхний индекс указывает массовое число соответствующего изотопа урана. Вероятность того, что нейтрон, поглотившись в естественной смеси, вызовет деление, равна

.

Умножив эту вероятность на число ν нейтронов, вылетающих в среднем при делении одного ядра, мы получим по аналогии с (3) коэффициент η ест для естественной смеси:

Для тепловых нейтронов = 2.47, = 580 барн, = 112 барн, = 2.8 барн (обратите внимание на малость последнего сечения). Подставив эти цифры в (5), мы получим, что для медленных нейтронов в естественной смеси

Это означает, что 100 тепловых нейтронов, поглотившись в естественной смеси, создадут 132 новых нейтрона. Отсюда прямо следует, что цепная реакция на медленных нейтронах в принципе возможна на естественном уране. В принципе, потому что для реального осуществления цепной реакции надо уметь замедлять нейтроны с малыми потерями.
Для быстрых нейтронов ν = 2.65, 2 барн, 0.1 барн. Если учитывать деление только на изотопе 235 U, получим

Но надо еще учесть, что быстрые нейтроны с энергиями больше 1 МэВ могут с заметной относительной интенсивностью делить и ядра изотопа 238 U, которого в естественной смеси очень много. Для деления на 238 U коэффициент равен примерно 2.5. В спектре деления примерно 60% нейтронов имеют энергии выше эффективного порога 1.4 МэВ деления на 238 U. Но из этих 60% только один нейтрон из 5 успевает произвести деление, не замедлившись до энергии ниже пороговой за счет упругого и особенно неупругого рассеяния. Отсюда для коэффициента 238 (быстр.) получается оценка

Полный коэффициент η ест для быстрой реакции равен сумме:

Таким образом, на быстрых нейтронах цепная реакция в естественной смеси ( 235 U + 238 U) идти не может. Экспериментально установлено, что для чистого металлического урана коэффициент размножения достигает значения единицы при обогащении 5.56%. Практически оказывается, что реакцию на быстрых нейтронах можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не меньше 15% изотопа 235 U.
Естественную смесь изотопов урана можно обогащать изотопом 235 U. Обогащение является сложным и дорогостоящим процессом из-за того, что химические свойства обоих изотопов почти одинаковы. Приходится пользоваться небольшими различиями в скоростях химических реакций, диффузии и др., возникающими вследствие различия масс изотопов. Цепную реакцию на 235 U практически всегда осуществляют в среде с большим содержанием 238 U. Часто используется естественная смесь изотопов, для которой η = 1.32 в области тепловых нейтронов, так как 238 U также полезен. Изотоп 238 U делится нейтронами с энергией выше 1 МэВ. Это деление приводит к небольшому дополнительному размножению нейтронов.
Сравним цепные реакции деления на тепловых и быстрых нейтронах.
У тепловых нейтронов сечения захвата велики и сильно меняются при переходе от одного ядра к другому. На ядрах некоторых элементов (например, на кадмии) эти сечения в сотни и более раз превосходят сечения на 235 U. Поэтому к активной зоне установок на тепловых нейтронах предъявляются требования высокой чистоты по отношению к некоторым примесям.
Для быстрых нейтронов все сечения захвата малы и не так уж сильно отличаются друг от друга, так что проблемы высокой чистоты материалов не возникает. Другим преимуществом быстрых реакций является более высокий коэффициент воспроизводства.
Важное отличительное свойство тепловых реакций состоит в том, что в активной зоне топливо значительно сильнее разбавлено, т. е. на одно ядро топлива приходится значительно больше не участвующих в делении ядер, чем в быстрой реакции. Например, в тепловой реакции на естественном уране на ядро топлива 235 U приходится 140 ядер сырья 238 U, а в быстрой реакции на ядро 235 U может приходиться не более пяти-шести ядер 238 U. Разбавленность топлива в тепловой реакции приводит к тому, что одна и та же энергия в тепловой реакции выделяется в значительно большем объеме вещества, чем в быстрой. Тем самым из активной зоны тепловой реакции легче отводить тепло, что позволяет осуществлять эту реакцию с большей интенсивностью, чем быструю.
Время жизни одного поколения нейтронов для быстрой реакции на несколько порядков меньше, чем для тепловой. Поэтому скорость протекания быстрой реакции может заметно измениться через очень короткое время после изменения физических условий в активной зоне. При нормальной работе реактора этот эффект несуществен, поскольку в этом случае режим работы определяется временами жизни запаздывающих, а не мгновенных нейтронов.
В однородной среде, состоящей только из делящихся изотопов одного вида, коэффициент размножения был бы равен η. Однако в реальных ситуациях, кроме делящихся ядер, всегда присутствуют другие, неделящиеся. Эти посторонние ядра будут захватывать нейтроны и тем самым влиять на коэффициент размножения. Отсюда следует, что третьей величиной, определяющей коэффициенты k_∞, k, является вероятность того, что нейтрон не будет захвачен одним из неделящихся ядер. В реальных установках “посторонний” захват идет на ядрах замедлителя, на ядрах различных конструктивных элементов, а также на ядрах продуктов деления и продуктов захвата.
Для осуществления цепной реакции на медленных нейтронах в активную зону вводят специальные вещества – замедлители, которые превращают нейтроны деления в тепловые. На практике цепная реакция на медленных нейтронах осуществляется на естественном или слегка обогащенном изотопом 235 U уране. Присутствие большого количества изотопа 238 U в активной зоне усложняет процесс замедления и делает необходимым предъявление высоких требований к качеству замедлителя. Жизнь одного поколения нейтронов в активной зоне с замедлителем приближенно можно разбить на две стадии: замедление до тепловых энергий и диффузия с. тепловыми скоростями до поглощения. Для того чтобы основная часть нейтронов успела замедлиться без поглощения, необходимо выполнение условия

Рис. 2. Сечение радиационного захвата нейтронов ядрами изотопа урана 238 U в резонансной области энергий

где σ_упр, σ_захв – усредненные по энергиям сечения соответственно упругого рассеяния и захвата, а n – число столкновений нейтрона с ядрами замедлителя, необходимое для достижения тепловой энергии. Число n быстро растет с ростом массового числа замедлителя. Для урана 238 U число n имеет порядок нескольких тысяч. А отношение σ_упр/σ_захв для этого изотопа даже в сравнительно благоприятной области энергий быстрых нейтронов не превышает 50. Особенно же “опасна” в отношении захвата нейтронов так называемая резонансная область от 1 кэВ до 1 эВ. В этой области полное сечение взаимодействия нейтрона с ядрами 238 U имеет большое число интенсивных резонансов (рис. 2). При низких энергиях радиационные ширины превышают нейтронные. Поэтому в области резонансов отношение σ_упр/σ_захв становится даже меньше единицы. Это означает, что при попадании в область одного из резонансов нейтрон поглощается практически со стопроцентной вероятностью. А так как замедление на таком тяжелей ядре, как уран, идет “мелкими шагами”, то при прохождении через резонансную область замедляющийся нейтрон обязательно “наткнется” на один из резонансов и поглотится. Отсюда следует, что на естественном уране без посторонних примесей цепную реакцию осуществить нельзя: на быстрых нейтронах реакция не идет из-за малости коэффициента η, а медленные нейтроны не могут образоваться, Для того чтобы избежать резонансного захвата нейтрона, надо использовать для замедления очень легкие ядра, на которых замедление идет “крупными шагами”, что резко увеличивает вероятность благополучного “проскакивания” нейтрона через резонансную область энергий. Наилучшими элементами-замедлителями являются водород, дейтерий, бериллий, углерод. Поэтому используемые на практике замедлители в основном сводятся к тяжелой воде, бериллию, окиси бериллия, графиту, а также обычной воде, которая замедляет нейтроны не хуже тяжелой воды, но поглощает их в гораздо большем количестве. Замедлитель должен быть хорошо очищен. Заметим, что для осуществления медленной реакции замедлителя должно быть в десятки, а то и в сотни раз больше, чем урана, чтобы предотвратить резонансные столкновения нейтронов с ядрами 238 U.

Рис. 3. Схема цепной реакции в среде с замедлителем

Замедляющие свойства активной среды приближенно могут быть описаны тремя величинами: вероятностью нейтрону избежать поглощения замедлителем во время замедления, вероятностью р избежать резонансного захвата ядрами 238 U и вероятностью f тепловому нейтрону поглотиться ядром горючего, а не замедлителя. Величина f называется обычно коэффициентом теплового использования. Точный расчет этих величин сложен. Обычно для их вычисления пользуются приближенными полуэмпирическими формулами.

Рис. 4. Схема расположения ядерного горючего и замедлителе в активной зоне гетерогенной системы. 1 – блоки ядерного горючего, 2 – замедлитель

Величины p и f зависят не только от относительного количества замедлителя, но и от геометрии его размещения в активной зоне. Активная зона, состоящая из однородной смеси урана и замедлителя, называется гомогенной, а система их чередующихся блоков урана и замедлителя называется гетерогенной (рис. 4). Качественно гетерогенная система отличается тем, что в ней образовавшийся в уране быстрый нейтрон успевает уйти в замедлитель, не достигнув резонансных энергий. Дальнейшее замедление идет уже в чистом замедлителе. Это повышает вероятность p избежать резонансного захвата

С другой стороны, наоборот, став в замедлителе тепловым, нейтрон должен для участия в цепной реакции продиффундировать, не поглотившись в чистом замедлителе, до его границы. Поэтому коэффициент теплового использования f в гетерогенной среде ниже, чем в гомогенной:

Эти две реакции открывают реальную возможность воспроизводства ядерного горючего в процессе течения цепной реакции. В идеальном случае, т. е. при отсутствии ненужных потерь нейтронов, на воспроизводство может идти в среднем – 1 нейтронов на каждый акт поглощения нейтрона ядром горючего.

Ядерные (атомные) реакторы

Источник

Ядерная цепная реакция

Химические цепные реакции были впервые предложены немецким химиком Максом Боденштейном в 1913 году и были достаточно хорошо изучены до того, как были предложены ядерные цепные реакции. [1] Было понятно, что цепные химические реакции ответственны за экспоненциально увеличивающиеся скорости реакций, таких как химические взрывы.

В 1956 году Пол Курода из Университета Арканзаса предположил, что естественный реактор деления мог когда-то существовать. Поскольку для ядерных цепных реакций могут потребоваться только природные материалы (такие как вода и уран, если в уране содержится достаточное количество 235 U), эти цепные реакции могли происходить в далеком прошлом, когда концентрации урана-235 были выше, чем сегодня, и где было правильное сочетание материалов в земной коре. Предсказание Курода было проверено с открытием доказательств естественной самоподдерживающейся цепной ядерной реакции в прошлом на Ок в Габоне в сентябре 1972 г. [11]

Цепные реакции деления происходят из-за взаимодействий между нейтронами и делящимися изотопами (такими как 235 U). Цепная реакция требует как высвобождения нейтронов из делящихся изотопов, подвергающихся ядерному делению, так и последующего поглощения некоторых из этих нейтронов делящимися изотопами. Когда атом подвергается ядерному делению, несколько нейтронов (точное количество зависит от неконтролируемых и неизмеримых факторов; ожидаемое количество зависит от нескольких факторов, обычно от 2,5 до 3,0) выбрасываются из реакции. Эти свободные нейтроны затем будут взаимодействовать с окружающей средой, и, если присутствует больше делящегося топлива, некоторые из них могут быть поглощены и вызвать большее количество делений. Таким образом, цикл повторяется, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию.

Топливо ядерного деления

Процесс обогащения

Делящийся изотоп уран-235 в естественном состоянии непригоден для ядерных реакторов. Чтобы его можно было использовать в качестве топлива для производства энергии, его необходимо обогащать. Процесс обогащения не применяется к плутонию. Плутоний реакторного качества образуется как побочный продукт взаимодействия нейтронов между двумя разными изотопами урана. Первый шаг к обогащению урана начинается с превращения оксида урана (созданного в процессе измельчения урана) в газообразную форму. Этот газ известен как гексафторид урана, который создается путем объединения фтористого водорода, газообразного фтора и оксида урана. Диоксид урана также присутствует в этом процессе и отправляется для использования в реакторах, не требующих обогащенного топлива. Оставшееся соединение гексафторида урана сливают в прочные металлические цилиндры, где оно затвердевает. Следующим шагом является отделение гексафторида урана от оставшегося обедненного U-235. Обычно это делается с помощью центрифуг, которые вращаются достаточно быстро, чтобы изотопы урана с разницей в массе в 1% отделились друг от друга. Затем используется лазер для обогащения гексафторидного соединения. Заключительный этап включает обратное преобразование обогащенного соединения обратно в оксид урана с получением конечного продукта: обогащенного оксида урана. Эта форма UO ₂ теперь может использоваться в реакторах деления на электростанциях для производства энергии.

Продукты реакции деления

Ниже показаны две типичные реакции деления со средними значениями выделяемой энергии и количества выброшенных нейтронов:

Обратите внимание, что эти уравнения относятся к делениям, вызванным медленными (тепловыми) нейтронами. Средняя выделяемая энергия и количество выброшенных нейтронов зависят от скорости падающего нейтрона. [15] Также обратите внимание, что эти уравнения исключают энергию из нейтрино, поскольку эти субатомные частицы крайне нереактивны и, следовательно, редко вкладывают свою энергию в систему.

Мгновенное время жизни нейтрона

Среднее время генерации

Эффективный коэффициент размножения нейтронов

В бесконечной среде коэффициент размножения можно описать четырехфакторной формулой ; в небесконечной среде коэффициент размножения может быть описан формулой шести факторов.

Быстрая и отсроченная сверхкритичность

Не все нейтроны испускаются как прямой продукт деления; некоторые из них происходят из-за радиоактивного распада некоторых осколков деления. Нейтроны, возникающие непосредственно в результате деления, называются «мгновенными нейтронами», а те, которые возникают в результате радиоактивного распада осколков деления, называются «запаздывающими нейтронами». Доля задержанных нейтронов называется β, и эта доля обычно составляет менее 1% от всех нейтронов в цепной реакции. [15]

Запаздывающие нейтроны позволяют ядерному реактору реагировать на несколько порядков медленнее, чем только мгновенные нейтроны. [16] Без запаздывающих нейтронов изменения в скорости реакции в ядерных реакторах происходили бы со скоростью, которая слишком высока для контроля человека.

В оружии деления пушечного типа два подкритических куска топлива быстро сближаются. Значение k для комбинации двух масс всегда больше, чем у его составляющих. Величина разницы зависит от расстояния, а также от физической ориентации.

Значение k также можно увеличить, используя отражатель нейтронов, окружающий делящийся материал.

Как только масса топлива становится сверхкритической, мощность увеличивается экспоненциально. Однако экспоненциальное увеличение мощности не может продолжаться долго, поскольку k уменьшается, когда количество оставшегося делящегося материала уменьшается (т. Е. Он расходуется в результате деления). Кроме того, ожидается, что во время взрыва изменится геометрия и плотность, поскольку оставшийся делящийся материал разорвется на части от взрыва.

Преддетонация

Источник

СОДЕРЖАНИЕ

История

Химические цепные реакции были впервые предложены немецким химиком Максом Боденштейном в 1913 году и были достаточно хорошо изучены до того, как были предложены ядерные цепные реакции. Было понятно, что цепные химические реакции ответственны за экспоненциально увеличивающиеся скорости реакций, например, возникающих при химических взрывах.

В 1956 году Пол Курода из Университета Арканзаса предположил, что естественный реактор деления мог когда-то существовать. Поскольку для ядерных цепных реакций могут потребоваться только природные материалы (такие как вода и уран, если в уране содержится достаточное количество 235 U), эти цепные реакции могли происходить в далеком прошлом, когда концентрации урана-235 были выше, чем сегодня, и где было правильное сочетание материалов в земной коре. Предсказание Куроды было подтверждено открытием свидетельств естественных самоподдерживающихся ядерных цепных реакций в прошлом в Окло в Габоне в сентябре 1972 года.

Цепная реакция деления

Цепные реакции деления происходят из-за взаимодействий между нейтронами и делящимися изотопами (такими как 235 U). Цепная реакция требует как высвобождения нейтронов из делящихся изотопов, подвергающихся ядерному делению, так и последующего поглощения некоторых из этих нейтронов делящимися изотопами. Когда атом подвергается ядерному делению, несколько нейтронов (точное количество зависит от неконтролируемых и неизмеримых факторов; ожидаемое количество зависит от нескольких факторов, обычно от 2,5 до 3,0) выбрасываются из реакции. Эти свободные нейтроны затем будут взаимодействовать с окружающей средой, и, если присутствует больше делящегося топлива, некоторые из них могут быть поглощены и вызвать большее количество делений. Таким образом, цикл повторяется, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию.

Топливо ядерного деления

Процесс обогащения

Делящийся изотоп уран-235 в естественном состоянии непригоден для ядерных реакторов. Чтобы его можно было использовать в качестве топлива для производства энергии, его необходимо обогащать. Процесс обогащения не применяется к плутонию. Плутоний реакторного качества образуется как побочный продукт взаимодействия нейтронов между двумя разными изотопами урана. Первый шаг к обогащению урана начинается с превращения оксида урана (созданного в процессе измельчения урана) в газообразную форму. Этот газ известен как гексафторид урана, который создается путем объединения фтористого водорода, газообразного фтора и оксида урана. Диоксид урана также присутствует в этом процессе и отправляется для использования в реакторах, не требующих обогащенного топлива. Оставшееся соединение гексафторида урана сливают в прочные металлические цилиндры, где оно затвердевает. Следующим шагом является отделение гексафторида урана от оставшегося обедненного U-235. Обычно это делается с помощью центрифуг, которые вращаются достаточно быстро, чтобы изотопы урана с разницей в массе в 1% отделились друг от друга. Затем используется лазер для обогащения гексафторидного соединения. Заключительный этап включает обратное преобразование обогащенного соединения обратно в оксид урана с получением конечного продукта: обогащенного оксида урана. Эта форма UO ₂ теперь может использоваться в реакторах деления на электростанциях для производства энергии.

Продукты реакции деления

Ниже показаны две типичные реакции деления со средними значениями выделяемой энергии и количества выброшенных нейтронов:

Обратите внимание, что эти уравнения относятся к делениям, вызванным медленными (тепловыми) нейтронами. Средняя выделяемая энергия и количество выброшенных нейтронов зависят от скорости падающего нейтрона. Также обратите внимание, что эти уравнения исключают энергию из нейтрино, поскольку эти субатомные частицы крайне нереактивны и, следовательно, редко вкладывают свою энергию в систему.

Временные рамки ядерных цепных реакций

Мгновенное время жизни нейтрона

Среднее время генерации

Эффективный коэффициент размножения нейтронов

В бесконечной среде коэффициент размножения можно описать четырехфакторной формулой ; в небесконечной среде коэффициент размножения может быть описан формулой шести факторов.

Быстрая и отсроченная сверхкритичность

Не все нейтроны испускаются как прямой продукт деления; некоторые из них происходят из-за радиоактивного распада некоторых осколков деления. Нейтроны, возникающие непосредственно в результате деления, называются «мгновенными нейтронами», а те, которые возникают в результате радиоактивного распада осколков деления, называются «запаздывающими нейтронами». Доля задержанных нейтронов называется β, и эта доля обычно составляет менее 1% от всех нейтронов в цепной реакции.

Запаздывающие нейтроны позволяют ядерному реактору реагировать на несколько порядков медленнее, чем только мгновенные нейтроны. Без запаздывающих нейтронов изменения в скорости реакции в ядерных реакторах будут происходить со скоростью, слишком высокой для человека.

Применение размножения нейтронов в ядерном оружии

В оружии деления пушечного типа два подкритических куска топлива быстро сближаются. Значение k для комбинации двух масс всегда больше, чем у его составляющих. Величина разницы зависит от расстояния, а также от физической ориентации.

Значение k также можно увеличить, используя отражатель нейтронов, окружающий делящийся материал.

Как только масса топлива становится сверхкритической, мощность увеличивается экспоненциально. Однако экспоненциальное увеличение мощности не может продолжаться долго, поскольку k уменьшается, когда количество оставшегося делящегося материала уменьшается (т. Е. Он расходуется в результате деления). Кроме того, ожидается, что во время взрыва изменится геометрия и плотность, поскольку оставшийся делящийся материал разорвется на части при взрыве.

Преддетонация

Атомные электростанции и контроль цепных реакций

Источник