Учебник по физике для поступающих в ВУЗ /Экзаменационные вопросы по физике (2006-2007)/

При благоприятных условиях освободившиеся нейтроны могут вызвать деления других ядер урана.

Использование нейтронов для деления ядер обусловлено их электронейтральностью, что позволяет им беспрепятственно проникать в ядро, переводя его в возбужденное состояние и нарушать его стабильность. Избыток нейтронов в центре ядра означает избыток протонов на периферии. Взаимное отталкивание протонов приводит к искусственной радиоактивности, т.е. к делению ядра на ядра меньшей массы, называемые осколками деления.

Выделение значительной энергии при делении ядер урана обусловлено различием удельных энергий связи ядер урана и осколков реакции.

В результате реакции деления урана выделяется около 0.9МэВ на один нуклон.

Полный энергетический выход реакции (полное число нуклонов 235), т.е. энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана:

Q = 0.9*235 ≈ 210 МэВ ≈ 3.2*10-11Дж

Эта энергия во много раз превосходит энергию химических превращений, учитывая огромное количество атомов и ядер.

При делении урана 90% энергии выделяется в виде кинетической энергии разлетающихся осколков. Остальная энергия 10% уносится возникающими нейтронами.

Цепная реакция деления

Любой из двух нейтронов второго поколения, вылетающих из ядра  в процессе деления, может вызвать деление соседнего ядра. Четыре образующихся нейтрона третьего поколения способны вызвать дальнейшее деление. Число делящихся ядер начинает лавинообразно нарастать. Возникает цепная реакция деления.

Цепная реакция может возникать также при делении искусственных изотопов .

Из природных изотопов урана только ядро  способно к делению, а наиболее распространенный изотоп поглощает нейтрон и превращается в плутоний по схеме:

Плутоний-239 по своим свойствам схож с ураном-235.

Деление ядра  происходит под действием медленных (тепловых) нейтронов с энергией порядка 0.1эВ. Эффективность воздействия таких нейтронов связана с большим временем их взаимодействия с ядром из-за малой скорости относительного движения.

Для деления ядер , наиболее часто встречающего в природе изотопа (99.275% природного урана), требуются быстрые нейтроны с энергией превышающей 1 МэВ.

Скорость цепной реакции деления ядер характеризуется коэффициентом размножения нейтронов.

Коэффициент размножения нейтронов – отношение числа нейтронов в данном поколении цепной реакции к их числу в предыдущем поколении:

k =

где Ni,Ni-1 – число нейтронов в i и i-1 поколениях

Необходимое условие для развития цепной самоподдерживающейся реакции k ≥ 1

При k = 1 реакция протекает стационарно, число нейтронов сохраняется неизменным.

При k > 1 реакция не стационарна, число нейтронов лавинообразно нарастает.

Коэффициент размножения нейтронов характеризует то, как будет протекать реакция. Если он более единицы, то с каждым делением количество нейтронов возрастает, уран нагревается до температуры в несколько миллионов градусов, и происходит ядерный взрыв.

При коэффициенте деления меньшем единицы реакция затухает.

При единице – поддерживается на постоянном уровне, что используется в ядерных реакторах.

Число нейтронов, образующихся при делении ядер, зависит от объема вещества. Начиная с некоторого минимального объема урана реакция деления ядер становится самоподдерживающейся (k = 1). Это количество урана называют критической массой.

Самоподдерживающаяся реакция деления ядер возникает, если за время пролета нейтроном среды с линейным размером l успевает образовываться новый нейтрон в результате реакции деления.

За время пролета среды первичный нейтрон столкнется только с теми ядрами радиуса R, центры которых находятся в пределах цилиндра с площадью поперечного сечения πR2 и длиной образующей l. Объем этого цилиндра V = πR2 l

Зная концентрацию ядер nя, найдем число ядер с объеме V, равное числу столкновений нейтрона с ядрами в единицу времени:

vc = nя V = nя πR2 l

Каждое столкновение приводит к образованию вторичного нейтрона.

Самоподдерживающаяся реакция возникает при условии vc = 1.

nя = = NA ≈ 4.8*1028м-3

где ρ = 18.7*103 кг/м3 – плотность урана

M = 235*10-3кг/моль – молярная масса урана

NA – число Авогадро

R ≈ 7.4*10-15м – радиус ядра урана

Следовательно, минимальный критический размер активной зоны (в которой протекает цепная реакция):

l = ≈ 0.12 м

Считая, что активная зона имеет форму куба со стороной l, можно оценить критическую массу:

mкр = ρl3 ≈ 33.2 кг                             

Более точный расчет дает значение критической массы урана:

mкр = 47 кг

Значение критической массы зависит от формы, структуры и внешнего окружения активной зоны.

Если уран прослоен полиэтиленовыми пленками, замедляющими выход нейтронов из активной зоны, и окружен бериллиевой оболочкой, мешающей вылету электронов наружу, критическая масса уменьшается до сотен граммов.

СИНТЕЗ ЯДЕР(уч.11кл.стр.378-383)

Термоядерные реакции

Энергия термоядерных реакций

Термоядерный синтез

Управляемый термоядерный синтез

Неуправляемый термоядерный синтез. Водородная бомба

Энергия в ядерных реакциях выделяется не только за счет деления тяжелых ядер, но и за счет соединения легких. Выделяющаяся энергия оказывается наибольшей при слиянии ядер легких элементов, обладающих минимальной энергией связи.

Примером термоядерной реакции служит синтез гелия из дейтерия и трития:

  или

Выделяемая энергия равна разности связи тяжелого ядра и двух легких ядер (17.6МэВ)

Образующийся при реакции нейтрон приобретает 70% этой энергии.

Сравнение энергий, приходящихся на один нуклон, в реакциях деления (0.9МэВ) и синтеза (17.6МэВ) показывает, что реакция синтеза легких ядер энергетически более выгодна, чем реакция деления тяжелых.

Слияние ядер происходит под действием сил ядерного притяжения. Поэтому они должны сблизиться на расстояние меньшее 10-14м, на которых действуют ядерные силы. Этому сближению препятствует кулоновское отталкивание заряженных ядер. Для его преодоления ядра должны обладать кинетической энергией, превышающей потенциальную энергию их кулоновского отталкивания, что возможно при температуре плазмы около 107-108оК.

Управляемая термоядерная реакция возможна при нагревании вещества до соответствующей температуры путем пропускания электрического тока или с помощью лазера.

Оценим потенциальную энергию взаимодействия ядер дейтерия и трития, имеющих заряд +е и сблизившихся на расстояние r = 10-14м:

W = k = 9*109* ≈ 2.3*10-14Дж = 0.14МэВ

Средняя кинетическая энергия ядер определяется температурой:

= kT

Преодолеть кулоновское отталкивание смогут лишь ядра с кинетической энергией:

≥ W

или температурой:

T ≥ ≈ 109K

Реакции слияния легких ядер могут протекать лишь при температурах порядка нескольких миллионов градусов и потому называются термоядерными ( лат. therme – тепло)

Термоядерный синтез - реакция, в которой при высокой температуре, большей 107К, из легких ядер синтезируются более тяжелые.

Термоядерный синтез – источник энергии всех звезд и солнца. Основным процессом в звездах является превращение водорода в гелий.

Большую кинетическую энергию, необходимую для термоядерного синтеза, ядра водорода получают в результате гравитационного притяжения к центру звезды.

Управляемый термоядерный синтез

УТС представляет практически неисчерпаемый источник энергии.

Дейтерий, необходимый для наиболее эффективной реакции, содержится в морской воде в виде молекул H20, D20. Тритий можно получать в ядерном реакторе в результате облучения жидкого лития, запасы которого огромны, нейтронами:

Важнейшее преимущество УТС то, что в отличие от реакций деления тяжелых ядер, при синтезе не образуются радиоактивные отходы.

При нагревании газа до температур порядка 107К атомы водорода ионизуются. Это позволяет сообщать ионам плазма достаточную кинетическую энергию за счет ускоряющего электрического поля.

Удержание высокотемпературной плазмы в замкнутом объеме возможно в магнитном поле.

При движении заряженных частиц в цилиндрическом объеме плазмы возникает электрический ток. Вокруг тока возникает магнитное поле, линии индукции которого представляют концентрические окружности. На ток со стороны магнитного поля действует сила Ампера, сжимающая плазму и удерживающая ее в цилиндрическом объеме.

Из-за неоднородности магнитного поля силы сжатия плазмы оказываются различными в различных сечениях разряда. Поэтому нарушается конфигурация плазменного столба и разряд становится неустойчивым. Для уменьшения пространственной неоднородности разряда российские физики А.Д.Сахаров и И.Е.Тамм предложили применять плазменную конфигурацию в виде бублика (тора), что и используется на установке УТС «Токамак», где удалось нагреть плазму до 1.3*107К.

Удержать возникающую плазму в течении необходимого для поддержания термоядерной реакции времени пока не удается.

Неуправляемый термоядерный синтез. Водородная бомба

Осуществлен при взрыве водородной бомбы.

Термоядерным зарядом является твердое вещество дейтерий лития LiD. В его состав помимо дейтерия входит изотоп лития . В качестве запала используется атомная бомба.

Сначала происходит атомный взрыв, сопровождающийся резким ростом температуры и возникновением мощного потока нейтронов. В результате реакции нейтронов с изотопом лития образуется тритий:

Наличие дейтерия и трития при высокой температуре инициирует термоядерную реакцию, которая дает основное выделение энергии при взрыве.

 или

Если корпус бомбы изготовлен из природного урана , то быстрые нейтроны (уносящие 70% энергии, выделяющейся при термоядерной реакции) вызывают цепную неуправляемую реакцию деления урана. Возникает третья фаза взрыва водородной бомбы.

Первая водородная бомба испытана в СССР в 1953 году.

Термоядерный взрыв 20Мт уничтожает все живое на расстоянии до 140 км от эпицентра.

ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ

Ядерной реакцией называется превращение исходного атомного ядра при взаимодействии с какой-либо частицей в другое, отличное от исходного.

В результате ядерной реакции могут испускаться частицы или γ-кванты.

Ядерные реакции бывают двух видов – для осуществления одних надо затратить энергию, при других происходит выделение энергии.

Освобождающаяся энергия называется выходом ядерной реакции.

При ядерных реакциях выполняются все законы сохранения.

Закон сохранения момента импульса принимает форму закона сохранения спина.

Использую закон взаимосвязи массы и энергии, можно по разности масс частиц, вступающих в реакцию , и масс частиц, являющихся продуктами ядерной реакции, найти изменение энергии системы частиц (E0 = mc2)

Если сумма масс исходного ядра и частиц, вступивших в ядерную реакцию, больше суммы масс ядра-продукта и испускаемых частиц, т.е разность масс положительна, то энергия выделяется.

Отрицательный знак разности масс свидетельствует о поглощении энергии.

Цепные ядерные реакции

Частицами, способными к осуществлению цепных реакций, оказались нейтроны. Если создать условия, при которых вторичные нейтроны не вылетают из массы урана, а вызывает другие акты деления, то число разделившихся ядер растет по закону геометрической прогрессии. В результате можно реализовать цепную ядерную реакцию. Минимальная масса урана, достаточная для осуществления цепной реакции, называется критической массой.

Управляемые цепные ядерные реакции осуществляются в ядерных реакторах.

В них используются не чистые изотопы, а их смеси, например природный уран, обогащенный изотопами урана 235.

С помощью специальных поглотителей нейтронов число делений в единицу объема в единицу времени поддерживается на заданном уровне.

Для реакции пригодны только ядра изотопов урана с массовым числом 235.

Ядра делятся под действием как быстрых, так и медленных нейтронов.

Для ее осуществления необходимо, чтобы среднее число высвободившихся в данной массе нейтронов не уменьшалось с течением времени.

Важное значение имеет не вызывающий деления захват нейтронов ядрами изотопа 238. После захвата образуется радиоактивный изотоп  с периодом полураспада 23 минуты.

Распад происходит с испусканием электрона и образованием первого зауранового элемента – нептуния:

Нептуний в свою очередь бета –радиоактивен с периодом полураспада около двух дней. Образуется плутоний.

Плутоний относительно стабилен, так как его период полураспада около 24000 лет.

Из природных изотопов урана только ядро  способно к делению, а наиболее распространенный изотоп поглощает нейтрон и превращается в плутоний по схеме:

Плутоний-239 по своим свойствам схож с ураном-235.

См.выше «Деление ядер. Цепная реакция»

Ядерный синтез. Термоядерная реакция

При слиянии легких ядер масса покоя уменьшается и, следовательно, должна выделяться значительная энергия.

Подобного рода реакции слияния легких ядер могут протекать только при очень высоких температурах. Поэтому они называются термоядерными.

Термоядерные реакции – это реакции слияния лёгких ядер при очень высокой температуре.

 Энергия, которая выделяется при термоядерных реакциях в расчёте на один кулон, превышает удельную энергию, выделяющуюся при цепных реакциях деления ядер.

Если заставить ядра дейтерия и трития слиться при колоссальных температурах и давлениях, то в результате образуются ядро гелия и нейтрон.

При этом их суммарная масса будет меньше, чем суммарная масса исходных ядер.

Потеря массы преобразуется в энергию – это и есть ядерный синтез.

Ядерный синтез, происходящий в Солнце: 4 ядра водорода при температуре 15 миллионов градусов и давлении 200 миллиардов атмосфер сливаются в ядро гелия с потерей массы и выделение огромной энергии.

Проблемы ядерного синтеза: высокая температура и давление, а преимущества в том, что этот источник энергии почти неисчерпаем. Если решится проблема управляемого ядерного синтеза, то будет решена энергетическая проблема (переработка 1кг дейтерии дала бы 24 миллиона кВт/ч энергии = 3 миллионам тонн угля).

Проблемы ядерной энергетики: проблема захоронения и переработки ядерных отходов, аварии на АЭС, но АЭС не представляют опасности ядерного взрыва и почти не загрязняют окружающую среду, т.к. они намного экологичней электростанций, работающих на угле и других видах топлива.

СОХРАНЕНИЕ ЗАРЯДА И МАССОВОГО ЧИСЛА ПРИ ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЯХ

ДОБАВИТЬ

ВЫДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГИИ ПРИ ДЕЛЕНИИ И СИНТЕЗЕ ЯДЕР

ДОБАВИТЬ

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ(уч.11кл.стр.373-377)

Ядерный реактор. Конструкция

Управление скоростью цепной реакции

Ядерные реакции в реакторе

Атомная электростанция

Мощность реактора

Защита персонала и окружающей среды

Ядерная безопасность

Проблема ядерных отходов

Управляемые цепные реакции деления ядер осуществляются в ядерных реакторах.

Ядерный реактор – устройство, в котором выделяется тепловая энергия в результате управляемой цепной реакции деления ядер.

Впервые управляемая цепная реакция деления ядер урана осуществлена в 1942 г. в США под руководством итальянского физика Ферми. Цепная реакция с коэффициентом размножения нейтроном k = 1.0006 длилась 28 минут, после чего реактор был остановлен.

Ядерное топливо (уран) располагается в активной зоне в виде вертикальных стержней, называемых тепловыделяющими элементами ТВЭЛ. Число ТВЭЛов определяет максимальную мощность реактора. В активной зоне реактора может находится до 90 000 ТВЭЛов.

Наиболее эффективное деление ядер  происходит под действием медленных нейтронов.

Большинство выделяющихся при делении вторичных нейтронов имеют энергию порядка 1-2 МэВ, и скорости около 107м/с. Такие нейтроны называются быстрыми, и одинаково эффективно поглощаются как ураном-235, так и ураном-238, а т.к. тяжелого изотопа больше, а он не делится, то цепная реакция не развивается.

Нейтроны, движущиеся со скоростям около 2×103м/с, называют тепловыми. Такие нейтроны активнее, чем быстрые, поглощаются ураном-235. Таким образом, для осуществления управляемой ядерной реакции, необходимо замедлить нейтроны до тепловых скоростей.

Для того чтобы их последующее взаимодействие с ядрами в цепной реакции было наиболее эффективно, вторичные нейтроны замедляют, вводя в активную зону замедлитель – вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов.

В качестве замедлителя часто используется обычная H2O или тяжелая вода D2O, так как ядром атома водорода в молекуле воды является протон, масса которого близка к массе нейтрона и потеря энергии нейтрона при столкновении с ним оказывается максимальной.

Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов.

Для того, чтобы коэффициент деления поддерживался на уровне единицы, используются поглотители и отражатели.

Поглотителями являются стержни из кадмия и бора, захватывающие тепловые нейтроны, отражателем – бериллий.

Для уменьшения утечки нейтронов и увеличения коэффициента размножения активную зону окружают отражателем нейтронов – оболочкой, отражающей нейтроны внутрь зоны.

Ядерные реакторы бывают двух видов – на медленных и быстрых нейтронах.

Если в качестве горючего использовать уран, обогащенный изотопом с массой 235, то реактор может работать и без замедлителя на быстрых нейтронах. В таком реакторе большинство нейтронов поглощаются ураном-238, который в результате двух бета-распадов становится плутонием-239, также являющимся ядерным топливом и исходным материалом для ядерного оружия

Таким образом, реактор на быстрых нейтронах является не только энергетической установкой, но и размножителем горючего для реактора.

Недостаток – необходимость обогащения урана легким изотопом.

Управление скоростью цепной реакции осуществляется с помощью введения в активную зону регулирующих стержней, изготавливаемых из материалов сильно поглощающих нейтроны (кадмий, карбид бора). При полностью погруженных в активную зону регулирующих стержнях цепная реакция прекращается.

Реактор начинает работать тогда, когда регулирующие стержни выдвинуты настолько, что коэффициент размножения нейтроном оказывается равным единице.

Для защиты персонала от мощного потока нейтронов и γ-квантов, возникающих при делении ядер и бета-распадах осколков реакции, предусмотрена радиационная защита.

Быстрые нейтроны вначале замедляются с помощью материалов из легких элементов, а затем поглощаются тяжелыми элементами.

Наилучшими материалами для защиты от γ-квантов являются материалы с большим Z. Обычно используют бетон с железным заполнителем и соединениями бора.

Ядерные реакторы используются для производство искусственных радиоактивных изотопов. Одним из важнейших является изотоп плутония , используемый, как и , в качестве ядерного топлива. Эффективность деления плутония под действием медленных нейтронов превышает эффективность деления урана.

Плутоний получается в результате бомбардировке нейтронами , составляющего 99.27% урана в активной зоне реактора. Сначала при захвате ядром нейтрона образуется , из которого в результате бета-распада возникает трансурановый элемент нептуний  с периодом полураспада 2.5 дня. В результате бета-распада нептуния возникает . Примерно за год треть урана в реакторе превращается в плутоний, который можно использовать в качестве топлива в ядерных реакторах или для производства ядерного оружия.

Атомная электростанция (АЭС)

Ядерный реактор является основным элементом АЭС, преобразующей тепловую энергию ядерной реакции в электрическую. Тепловая энергия деления ядер превращается в энергию пара, вращающего паровые турбогенераторы, вырабатывающие электрическую энергию.

Мощность реактора – количество тепловой энергии, выделяющейся в единицу времени.

Отвод тепла из активной зоны осуществляется теплоносителем – жидкостью, расплавом соединений металлов. В мощных реакторах активная зона нагревается до 300-500оС.

В парогенераторе (теплообменнике) радиоактивный теплоноситель первого контура отдает тепло обычной воде, циркулирующей во втором контуре. Вода во втором контуре превращается в пар 230оС под давлением 30 атм и направляется на лопатки турбины турбогенератора.

Конденсация отработавшего пара происходит в конденсаторе.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была построена в 1954 г. в г.Обнинске.

КПД АЭС зависит, в частности, от КПД парогенератора и турбины, и у современных АЭС составляет около 30%.

Значительная доля тепловой энергии выделяется не в результате цепной реакции деления ядер урана, а как следствие бета-распада осколков реакции. Даже после прекращения цепной реакции при полном погружении регулирующих стержней в активную зону энергия выделяется в результате бета-распада. Для реактора в 1ГВт эта дополнительная энергия составляет около 200МВт. В отсутствие охлаждающей воды этой мощности оказывается достаточно для расплавления оболочки реактора и проникновения ядерного топлива в окружающую среду.

Подобная авария произошла в 1979 г. в Три-Майл-Айленд США.

В 1986 г. в реакторе третьего блока Чернобыльской АЭС слишком большое число регулирующих стержней было удалено из активной зоны. Мощность реактора за 4 с выросла с 1% до 1000%. Взрыв пара разрушил трубы системы охлаждения и повредил бетонную плиту радиационной защиты. Графитовый замедлитель от избыточного тепловыделения выгорел за несколько дней. Большие территории оказались заражены. Период полураспада плутония – 24 000 лет.

Радиоактивность отработавших ТВЭЛов остается высокой и опасной 25 000 лет. Их хранят в жидком виде в цистернах из нержавеющей стали, окруженных бетоном. Наиболее активные отходы остекловывают и хранят в глубоких шахтах под землей.

ДОЗИМЕТРИЯ. БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ(уч.11кл.стр.383- )

Воздействие радиоактивного излучения на вещество

Доза поглощения излучения. Единицы измерения.

Коэффициент относительной биологической активности

Биологическое воздействие различных видом радиоактивного излучения (α, β, γ)

Эквивалентная доза поглощенного излучения

Естественный радиационный фон. Его источники

Радиоактивное излучение включает гамма- и рентгеновское излучение, электроны, протоны, α-частицы, ионы тяжелых элементов. Его называют также ионизирующим излучением, так как проходя через вещество, оно вызывает ионизацию атомов.

Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11, 12, 13, 14, 15, 16, 17, 18, 19, 20, 21, 22, 23, 24, 25, 26, 27, 28, 29, 30, 31, 32, 33, 34, 35, 36, 37, 38, 39, 40, 41, 42, 43