Атомный реактор.

Введение

Основным прикладным результатом фундаментальных исследований в ядерной физике явилось становление атомной энергетики. Производимая в ядерных реакторах энергия составляет около 6% всего мирового производства энергии. В некоторых странах ( Франция, Швеция ) атомные электростанции дают более половины всей электроэнергии. Однако развитие атомной энергетики породило и общественные проблемы, которые наиболее ярко проявились в трагической Чернобыльской катастрофе. После Чернобыля опасность для здоровья людей и окружающей среды, связанная с ядерной энергетикой, вызвала обоснованная негативную реакцию общественного мнения. Возникшие при этом вопросы относились не только к промышленникам и политикам, но и к научному сообществу физиков, работающих в области ядерной физики и физики элементарных частиц. В конце концов выяснилось, что физики разработали ядерный реактор, который, как оказалось, может выйти из-под контроля. Поэтому задача развития безопасной ядерной энергетики, проведение фундаментальных исследований по этой тематике в последние годы привлекают повышенное внимание.

Ядерным (или атомным) реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер. Ядра урана, особенно ядра изотопа ²³⁵ U, наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов. Эти реакторы получили название гетерогенных реакторов. Уже давно известен возможный вариант безопасной ядерной энергетики - освоение управляемого термоядерного синтеза. Однако, несмотря на принципиальную осуществимость этой программы, до сих пор перед исследователями стоят ещё не преодолённые технологические трудности. Для завершения программы исследований по управляемому термоядерному синтезу необходимы большие материальные вложения и значительное время. В то же время также достаточно давно известен и другой вариант безопасной энергетики, основанный на работе ядерного реактора в подкритическом режиме, для чего требуется облучение реактора потоком нейтронов. Эти нейтроны могут быть получены с помощью интенсивных пучков протонов или более тяжелых ядер. В последние годы работа в этом направлении значительно активизировалась как в область фундаментальных исследований, так и в разработке конкретных проектов установок, производящих энергию.

Атомный реактор.

Источником энергии реактора служит процесс деления тяжелых ядер. Напомним, что ядра состоят из нуклонов, то есть протонов и нейтронов. При этом количество протонов Z определяет заряд ядра Ze : оно равно номеру элемента из таблицы Менделеева, а атомный вес ядра А – суммарному количеству протонов и нейтронов. Ядра, имеющие одинаковое число протонов, но различное число нейтронов, являются различными изотопами одного и того же элемента и обозначается символом элемента с атомным весом слева вверху. Например, существуют следующие изотопы урана: ²³⁸ U , ²³⁵ U , ²³³ U ,...

Масса ядра М не просто равна сумме масс составляющих его протонов и нейтронов, а меньше её на величину М, определяющую энергию связи

(в соответствии с соотношением ) М= Zm_p +( A - Z ) m_n -( A ) A , где(А)с - энергия связи, приходящаяся на один нуклон. Величина (А) зависит от деталей строения соответствующего ядра... Однако наблюдается общая тенденция зависимости её от атомного веса. А именно, пренебрегая мелкими деталями, можно описать эту зависимость плавной кривой, возрастающей при малых. А, достигающей максимума в середине таблицы Менделеева и убывающей после максимума к большим значениям А. Представим себе, что тяжелое ядро с атомным весом А и массой М разделилось на два ядра А₁ и А₂ с массами соответственно М₁ и М₂ , причем А₁ + А₂ равно А либо несколько меньше его, так как в процессе деления могут вылететь несколько нейтронов. Возьмем для наглядности случай А₁ + А₂ = А. Рассмотрим величину разности масс начального ядра и двух конечных ядер, причем будем считать что А₁ = А₂ , так, что (А₁ )= (А₂ ), М=М-М₁ -М₂ =- (А)А+ (А₁ )(А₁ +А₂ ) =А( (А₁ )- (А₁ )). Если А соответствует тяжелому ядру в конце Периодической системы, то А₁ находится в середине и имеет максимальное значение (А₂ ). Значит, М>0 и, следовательно, в процессе деления выделяется энергия Е_д = Мс² . Для тяжелых ядер, например для ядер урана, ( (А₁ )- (А))с² =1 МэВ. Так что при А=200 имеем оценку Е_д = 200 МэВ. Напомним, что электрон-вольт (эВ) внесистемная единица энергии, равная энергии, приобретаемой элементарным зарядом под действием разности потенциалов 1В ( 1эВ = 1,6*10^-19 Дж). Например, средняя энергия, выделяемая при делении ядра ²³⁵ U

Е_д