Ядерные реакции

Содержание:

Преподаватель физики

Определение 1

Ядерная реакция – это процесс взаимодействия одного ядра с другим или элементарной частицей, сопровождающийся изменением состава и структуры ядра и выделением вторичных частиц или $γ$ -квантов.

Результатом ядерных реакций является образование новых радиоактивных изотопов, которые не существуют на Земле в естественных условиях.

Осуществление первой ядерной реакции пришлось на $1919$ год. Э. Резерфорд обнаружил протоны в продуктах распада ядер. Он бомбардировал атомы азота $α$ -частицами. Во время соударений частиц шла ядерная реакция, для которой подразумевалась специальная схема:

${}_{7}^{14}N + {}_{2}^{4}{He} \to {}_{8}^{17}O + {}_{1}^{1}H$ .

В ее процессе выполняются законы сохранения импульса, энергии, момента импульса и заряда. Ядерные реакции характеризуются законом сохранения барионного заряда (количества нуклонов). Применимы и другие законы, используемые в ядерной физике и физике элементарных частиц.

Протекание ядерной реакции идет с помощью бомбардирования атомов быстрыми заряженными частицами (протонами, нейтронами, $α$ -частицами, ионами). Изначально она была проведена с помощью протонов, содержащих большую энергию, полученных на ускорителе, еще в $1932$ году:

${}_{3}^{7}{Li} + {}_{1}^{1}H \to {}_{2}^{4}{He} + {}_{2}^{4}{He}$ .

Больше всего ученых заинтересовали реакции, протекающие при взаимодействии ядер с нейтронами. Беспрепятственный их проход в атомные ядра связан с отсутствием заряда. Физик Э. Ферми занимался изучением реакций, вызываемых нейтронами. Он выявил, что такие превращения могут быть вызваны медленными и быстрыми нейтронами, движущимися с тепловыми скоростями.

Они сопровождаются энергетическими превращениями.

Определение 2

Энергетический выход – это величина $Q = (M_{A} + M B - M_{C} - M_{D}) c^{2} = ∆ M c^{2}$ ,

где $M_{A}$ и $M_{B}$ подразумевают массы исходных продуктов реакции, а $M_{C}$ и $M_{D}$ массы конечных. Значение $∆ M$ называют дефектом масс.

Определение 3

Любые ядерные реакции протекают с выделением $(Q > 0)$ или поглощением $(Q < 0)$ энергии. Последняя из них говорит о том, что первоначальная кинетическая энергия исходных продуктов не должна превышать величину $|Q|$ , которая получила название порога реакции.

Чтобы у ядерной реакции был положительный энергетический выход, удельная энергия связи нуклонов в ядрах исходных продуктов должна равняться меньшему значению удельной энергии нуклонов конечных. Это значит, что $∆ M$ должно быть положительное.

Существуют два различных способа освобождения ядерной реакции: деление тяжелых ядер и термоядерные.

Деление тяжелых ядер

Данный способ освобождения ядерной реакции отличаются от радиоактивного распада ядер тем, что сопровождаются испусканием $α -$ или $β -$ частиц. Сама реакция – процесс деления нестабильного ядра на две крупные части сравнимых масс.

Ученые О. Ган и Ф. Штрассман в $1939$ году открыли деление ядер урана. Продолжив исследования Ферми, они выявили, что бомбардирование урана нейтронами провоцирует появление элементов средней части периодической системы – радиоактивных изотопов бария $(Z = 56)$ , криптона
$(Z = 36)$ и других.

Уран можно встретить в виде двух изотопов ${}_{92}^{238}U (99, 3 %)$ и ${}_{92}^{235}U (0, 7 %)$ . Бомбардировка нейтронами ядра обоих изотопов расщепляет их на два осколка. Реакция деления ${}_{92}^{235}U$ происходит интенсивней на медленных (тепловых) нейтронах, а ядра ${}_{92}^{238}U$ вступают в реакцию только с быстрыми при наличии энергии, равной $1 М э В$ .

Большой интерес для ученых представляла реакция деления ядра ${}_{92}^{235}U$ . На данный момент существует около $100$ различных изотопов с массовыми числами от $90$ до $145$ , которые возникают при его делении. Это можно изобразить в виде двух типичных реакций:

Деление тяжелых ядер

При делении ядра, инициированного нейтроном, появляются новые, которые вызывают реакции деления других ядер. Продуктами деления ядер урана- $235$ являются другие изотопы бария, ксенона, стронция, рубидия и др.

Энергия, выделяемая при делении одного ядра урана, достигает $200$ $М э В$ . Оценка энергии производится с помощью удельной энергии связи нуклонов в ядре. Для ядер с массовым числом $A \approx 240$ удельная энергия связи нуклонов в ядрах порядка $7, 6 М э В / н у к л о н$ , а для ядер с массовыми числами $А = 90 - 145$ она составляет – $8, 5 М э В / н у к л о н$ . Отсюда следует, что процесс деления способен освободить энергию около $0, 9 М э В / н у к л о н$ , то есть $210 М э В$ на один атом урана. Энергия, выделяемая при полном делении всех ядер $1 г$ урана сравнима со сгоранием $3 т$ угля или $2, 5 т$ нефти.

Нестабильность продуктов деления ядра выражается в содержании избыточного числа нейтронов. По отношению $\frac{N}{Z}$ наиболее тяжелые ядра составляют примерно $1, 6$ , при массовых числах от $90$ до $145$ отношение порядка $1, 3 - 1, 4$ . Отсюда следует, что ядра-осколки испытывают последовательные $β$ - распады, в результате которых число протонов возрастает, а число нейтронов уменьшается до тех пор, пока не образуется стабильное ядро.

Деление ядра урана- $235$ вызвано столкновениями с нейтроном, после чего происходит освобождение еще двух или трех. При наличии благоприятных условий они попадают в другие ядра урана и вызывают их деления. Этот этап характеризуется нейронами в количестве $4 - 9$ , которые далее вызывают его распад.

Определение 4

Лавинообразный процесс деления получил название цепной реакции.

На рисунке $6.8.1$ представлена подробная схема такой реакции при делении ядер урана.

Деление тяжелых ядер

Рисунок $6.8.1 .$ Схема развития цепной реакции.

Чтобы такая реакция была осуществима, следует учитывать значение коэффициента размножения нейтронов, который должен быть больше $1$ . Иначе говоря, каждое последующее поколение нейтронов должно быть больше, чем предыдущее. Коэффициент размножения определяется не только количеством образующихся нейтронов, но и условиями протекания самой реакции, так как их часть может поглощаться другими ядрами или выходить из зоны реакции.

Освободившиеся при делении ядер урана- $235$ нейтроны могут вызывать дальнейшее деление, но только ядер данного урана, количество которого в природном уране всего $0, 7 %$ .

Изотоп ${}_{92}^{238}U$ способен поглощать нейтроны, но цепной реакции это не вызовет. Ее возникновение возможно при повышенном содержании урана- $235$ в самом уране, то есть при превышении критической массы. Небольшие куски урана имеют большинство нейтронов, которые при реакции не попали в ядра, в результате чего вылетают наружу.

Критическая масса для урана- $235$ составляет $50$ $к г$ . Ее уменьшение производится с помощью замедлителей нейтронов. При распаде урана появляющиеся нейтроны обладают высокими скоростями, а вероятность захвата медленных нейтронов ядрами урана- $235$ в сотни раз больше, чем быстрых. Лучшим замедлителем считается тяжелая вода $D_{2} O$ . Ее получают при взаимодействии чистой воды с нейтронами.

Графит также считается хорошим аналогом, но его ядра не поглощают нейтроны. При упругом взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода они замедляются до значений тепловых скоростей.

Для снижения критической массы до $250 г$ актуально применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из бериллия, которая способна отражать их.

Определение 5

Атомные бомбы – это характерный пример цепной неуправляемой ядерной реакции, в результате которой происходит реактивное соединение двух кусков урана- $235$ , каждый из которых обладает массой ниже критической.

Определение 6

Устройство, поддерживаемое управляемой реакцией деления ядер, называют ядерным (атомным) реактором.

На рисунке $6.8.2$ изображена схема ядерного реактора на медленных нейтронах.

Деление тяжелых ядер

Рисунок $6.8.2 .$ Схема устройства ядерного реактора на медленных нейтронах.

Протекание ядерной реакции характерно для активной зоны реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями с обогащенной смесью изотопов урана с повышенным содержанием урана- $235$ (до $3 %$ ). Стрежни с кадмием или бором, поглощающие нейтроны, вводят в активную зону. Этот процесс позволяет контролировать скорость цепной реакции.

Охлаждение активной зоны производится с помощью прокачиваемого теплоносителя в качестве воды или металла с низкой температурой плавления (натрий). Передача тепловой энергии воде производится теплоносителем, находящимся в парогенераторе. Вода принимает состояние пара с высоким давлением, который направляется в турбину, соединенную с электрогенератором, после чего вода попадает в конденсатор. Отсутствие утечки радиации обусловлено работой теплоносителя $I$ и парогенератора $II$ по замкнутым циклам.

Турбина атомной электростанции используется в качестве тепловой машины, которая определяет по второму закону термодинамики общую эффективность станций. Современные атомные электростанции имеют КПД= $\frac{1}{3}$ . Чтобы произвести $1000 М В т$ электрической мощности, необходимо достичь значения $3000 М В т$ тепловой мощности в реакторе. Около $2000 М В т$ уносятся с водой, которая охлаждает конденсатор. Это может привести к локальному перегреву естественных водоемов, то есть появлению экологических проблем.

Основной трудностью работы таких станций является обеспечение полной радиационной безопасности находящихся на ней людей и предотвращения случайных выбросов радиоактивных веществ, которые накапливаются в активной зоне реактора. Данной проблеме уделяется особое внимание. После произошедших аварий на АЭС в Пенсильвании в $1979$ году и в Чернобыле в $1986$ году вопрос безопасности становится особенно необходимым.

Практический интерес вызывают реакторы, которые способны работать без замедлителя на быстрых нейтронах. Они содержат ядерное горючее, содержащее не менее $15 %$ изотопа ${}_{92}^{235}υ$ . Преимущество таких реакторов состоит в том, что, работая, ядра урана- $238$ способны поглощать нейтроны при помощи двух последовательных $β$ -распадов, которые превращаются в ядра плутония, используемые как ядерное топливо:

Деление тяжелых ядер

Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает значений $1, 5$ , то есть на получение $1, 5 к г$ плутония приходится $1 к г$ урана- $235$ . Обычные реакторы также образуют плутоний, но в меньших количествах.

В США первый ядерный реактор был построен в $1942$ году под руководством Э. Ферми, а в нашей стране в $1946$ году с И.В. Курчатовым.

Термоядерные реакции

Еще один путь для освобождения ядерной энергии связан с реакциями синтеза. Слияние легких ядер и образование нового сопровождаются выделением большого количества энергии. На рисунке $6.6.1$ показана зависимость удельной энергии от массового числа $А$ в виде кривой. Даже ядра с массовым числом $60$ характеризуются увеличением энергии нуклонов с ростом $А$ . Отсюда получаем, что синтез любого ядра с $A < 60$ из более легких ядер идет с выделением энергии. Общая масса продуктов реакции синтеза меньше массы первоначальных частиц.

Определение 7

Реакция слияния ядер получила название термоядерных, так как их протекание возможно только при высоких температурах.

Для вступления двух ядер в реакцию синтеза необходимо сблизить их на расстояние ядерных сил порядка $2 \cdot 10^{- 15} м$ , преодолев электрическое отталкивание их положительных зарядов. Для выполнения этого условия нужно, чтобы средняя кинетическая энергия теплового движения молекул превосходила потенциальную энергию кулоновского взаимодействия. Получение необходимой температуры $Т$ дает величину $10^{8} - 10^{9} К$ . Она слишком высокая.

Определение 8

Температура $10^{8} - 10^{9} К$ указывает на нахождение вещества в ионизированном состоянии, то есть плазмы.

Энергия, выделяемая при термоядерных реакциях, в расчете на $1 н у к л о н$ в несколько раз превышает удельную энергию, которая выходит при цепной реакции деления ядер, показанная на примере формулы. То есть при реакции слияния ядер дейтерия и трития

${}_{1}^{2}H + {}_{1}^{3}H \to {}_{2}^{4}H_{e} + {}_{0}^{1}n + 17, 6$ выдает $3, 5 М э в / к у л о н$ . Полное выделение энергии составляет $17, 6 М э В$ . Ее считают наиболее перспективной термоядерной реакцией.

Возможность осуществления управляемых термоядерных реакций дает человеку новый и экологически чистый источник практически неисчерпаемой энергии. Но для получения сверхвысоких температур и удержания плазмы, нагретой до миллиарда градусов, требуется решение труднейшей научно-технической задачи для осуществления термоядерного синтеза.

Данный этап развития науки характеризуется наличием неуправляемой реакции синтеза в водородной бомбе. Достижение высокой температуры, необходимой для ядерного синтеза, производится путем взрыва урановой или плутониевой бомбы.