Учебная работа. Радиационное излучение и его проявление в Сверловской области и городе Екатеринбурге

I.3.1. Закономерности б-распада
В истинное время понятно наиболее двухсотен б-активных ядер, основным образом томных (А > 200, Z > 82). Лишь маленькая группа активных ядер приходится на области с А=140ч160 (редчайшие земли). б-Распад подчиняется правилу смещения (4). Примером б-распада служит распад изотопа урана 238U с образованием Th:
238/92 U>234/90 Th+4/2 He.
Скорости вылетающих при распаде б-частиц весьма значительны и колеблются для различных ядер в границах от 1,4-107 до 2-107 м/с, что соответствует энергиям от 4 до 8,8 МэВ. Согласно современным представлениям, б-частицы образуются в момент радиоактивного распада при встрече передвигающихся снутри ядра 2-ух протонов и 2-ух нейтронов,
б-Частички, испускаемые определенным ядром, владеют, как правило, определенной энергией. Наиболее тонкие измерения, но, проявили, что энергетический диапазон б-частиц, испускаемых данным радиоактивным элементом, обнаруживает «узкую структуру», т. е. испускается несколько групп б-частиц, при этом в границах каждой группы их энергии фактически постоянны. Дискретный диапазон частиц свидетельствует о том, что атомные ядра владеют дискретными энергетическими уровнями.
Для б-распада свойственна мощная зависимость меж периодом полураспада Ti/з и энергией Ј вылетающих частиц. Эта связь определяется эмпирическим законом Гейгера — Нэттола (1912)*, который обычно выражают в виде связи меж пробегом Rб (расстоянием, проходимым частичкой в веществе до ее полной остановки) б-частиц в воздухе и неизменной радиоактивного распада л:
ln л =A+В ln Rб, (1.1)
где А и В — эмпирические константы, л = ln 2/T Ѕ. Согласно (1.1), чем меньше период полураспада радиоактивного элемента, тем больше пpo6eг, а как следует, и энергия испускаемых им б-частиц. Пробег б-частиц в воздухе (при обычных критериях) составляет несколько см, в наиболее плотных средах он еще меньше, составляя сотые толики мм (б-частицы можно задержать обыденным листом бумаги).
Опыты Резерфорда по рассеянию б-частиц на ядрах урана проявили, что б-частицы прямо до энергии 8,8 МэВ испытывают на ядрах резерфордовское рассеяние, т. е. силы, действующие на б-частицы со стороны ядер, описываются законом Кулона. Схожий нрав рассеяния б-частиц показывает на то, что они еще не вступают в область деяния ядерных сил, т, е. можно прийти к выводу, что ядро окружено возможным барьером, высота которого не меньше 8,8 МэВ. С иной стороны, б-частицы, испускаемые ураном, имеют энергию 4,2 МэВ. Как следует, б-частицы вылетают из а-радиоактивного ядра с энергией, приметно наименьшей высоты потенциальною барьера. Традиционная механика этот итог разъяснить не могла.
Разъяснение б-распада дано квантовой механикой, согласно которой вылет б-частицы из ядра вероятен благодаря туннельному эффекту— проникновению б-частицы через возможный барьер. Постоянно имеется хорошая от нуля возможность того, что частичка с энергией, наименьшей высоты потенциального барьера, пройдет через него, т. е. вправду, из б-радиоактивного ядра б-частицы могут вылетать с энергией, наименьшей высоты потенциального барьера- Этот эффект полностью обоснован волновой природой б-частиц.
Возможность прохождения б-частицы через возможный барьер определяется его формой и рассчитывается на базе уравнения Шредингера. В простом случае потенциального барьера с прямоугольными вертикальными стенами коэффициент прозрачности, определяющий возможность прохождения через него, определяется рассмотренной ранее. Анализируя это выражение, лицезреем, что коэффициент прозрачности D тем больше (как следует, тем меньше период полураспада), чем наименьший по высоте {V) и ширине (0 барьер находится на пути б-частицы. Не считая того, при одной и той же возможной кривой барьер на пути частички тем меньше, чем больше ее энергия Е. Таковым образом отменно подтверждается законГейгера — Нэттола .
I.3.2. в-Распад. Нейтрино
Явление в-распада подчиняется правилу смещения
и соединено с выбросом электрона. Пришлось преодолеть целый ряд проблем, связанных с трактовкой в -распада.
Во-1-х, нужно было доказать происхождение электронов, выкидываемых в процессе в -распада. Протонно-нейтронное строение ядра исключает возможность вылета электрона из ядра, так как в ядре электронов нет. Предположение же, что электроны вылетают не из ядра, а из электрической оболочки, несостоятельно, так как тогда обязано было бы наблюдаться оптическое либо рентгеновское излучение, что не подтверждают опыты.
Во-2-х, нужно было разъяснить непрерывность энергетического диапазона испускаемых электронов (обычная для всех изотопов кривая распределения в -частиц по энергиям приведена на рис. 1). Каким же образом в-активные ядра, владеющие до и опосля распада полностью определенными энергиями, могут выкидывать электроны со значениями энергии от нуля до некого наибольшего Emax — т.е. энергетический диапазон испускаемых электронов является непрерывным? догадка о том, что при в-распаде электроны покидают ядро со строго определенными энергиями, но в итоге каких-либо вторичных взаи-

Рис.1
модействий теряют ту либо иную долю собственной энергии, так что их начальный дискретный диапазон преобразуется в непрерывный, была опровергнута прямыми калориметрическими опытами. Потому что наибольшая ‘энергия Emax определяется разностью масс материнского и дочернего ядер, то распады, при которых энергия электрона Е < Emax, вроде бы протекают с нарушением закона сохранения энергии. Н. Бор даже пробовал доказать это нарушение, высказывая предположение, что чакон сохранения энергии носи! статистический нрав и производится только в среднем для огромного числа простых действий. Отсюда видно, как принципно принципиально было разрешить это затруднение.
В-3-х, нужно было разобраться с не сохранением спина при в-распаде. При в -распаде число нуклонов в ядре не меняется (потому что не меняется общее число А), потому не должен изменяться и спин ядра, который равен целому числу h при четном А и полуцелому h при нечетном А. Но выброс электрона, имеющего спин h/2, должен поменять спин ядра на величину h /2.
Крайние два затруднения привели В. Паули к догадке (1931) о том, что при в-распаде вкупе с электроном испускается еще одна нейтральная частичка — нейтрино. Нейтрино имеет нулевой заряд, спин h /2и очень малую (возможно нулевую) массу покоя; обозначается 0/0 н е. Потом оказалось, что при в-распаде испускается не нейтрино, а антинейтрино (античастица по отношению к нейтрино; обозначается 0/0 н е).
догадка о существовании нейтрино дозволила Э. Ферми сделать теорию в-распада (1934), которая в главном сохранила свое лет (1956). Настолько долгие «поиски» нейтрино связаны с большенными трудностями, обусловленными отсутствием у нейтрино электронного заряда и массы. Нейтрино — единственная частичка, не участвующая ни в мощных, ни в электромагнитных взаимодействиях; единственный вид взаимодействий, в каком может учавствовать нейтрино,— слабенькое взаимодействие. Потому прямое наблюдение нейтрино очень проблемно. Ионизирующая способность нейтрино настолько мала, что один акт ионизации воздуха нейтрино приходится на 500 км пути. Проникающая же способность нейтрино настолько громадна (пробег нейтрино с энергией 1 МэВ в свинце составляет порядка 1018 м!), что затрудняет удержание этих частиц в устройствах.
Для экспериментального выявления нейтрино (антинейтрино) применялся, потому косвенный способ, основанный на том, что в реакциях (в том числе и с ролью нейтрино) производится законсохранения импульса. Таковым образом, нейтрино было найдено при исследовании отдачи атомных ядер при в-распаде. Если при в-распаде ядра вкупе с электроном выбрасывается и антинейтрино, то векторная сумма 3-х импульсов — ядра отдачи, электрона и антинейтрино — обязана быть равна нулю. Это вправду подтвердилось на опыте. Конкретное обнаружение нейтрино сделалось вероятным только существенно позже, опосля возникновения массивных реакторов, позволяющих получать интенсивные потоки нейтрино.
Введение нейтрино (антинейтрино) позволило не только лишь разъяснить кажущееся не сохранение спина, да и разобраться с вопросцем непрерывности энергетического диапазона выкидываемых электронов. Сплошной диапазон в-частиц должен распределению энергии меж электронами и антинейтрино, при этом сумма энергий обеих частиц равна Emax- В одних актах распада огромную энергию получает антинейтрино, в остальных — электрон; в граничной точке кривой, где энергия электрона равна Emax, вся энергия распада уносится электроном, а энергия антинейтрино равна нулю.
В конце концов, разглядим вопросец о происхождении электронов при в-распаде. Так как электрон не вылетает из и не вырывается из оболочки атома, было изготовлено предположение, что -электрон рождается в итоге действий, происходящих снутри ядра. Потому что при в-распаде число нуклонов в ядре не меняется, a Z возрастает на единицу (см, (255.5)), то единственной возможностью одновременного воплощения этих критерий является перевоплощение 1-го из нейтронов ядра в протон с одновременным образованием электрона и вылетом антинейтрино:
Этот процесс сопровождается выполнением законов сохранения электронных зарядов, импульса и массовых чисел. Не считая того, данное перевоплощение энергетически может быть, потому что масса покоя нейтрона превосходит массу атома водорода, т. е. протона и электрона вкупе взятых. Данной разности в массах соответствует энергия, равная 0,782 МэВ. За счет данной нам энергии может происходить самопроизвольное перевоплощение нейтрона в протон; энергия распределяется меж электроном и антинейтрино.
Если перевоплощение нейтрона в протон энергетически прибыльно и совершенно может быть, то должен наблюдаться радиоактивный распад вольных нейтронов (т. е. нейтронов вне ядра). Обнаружение этого явления было бы доказательством изложенной теории в-распада. Вправду, в 1950 г. в потоках нейтронов большенный интенсивности, возникающих в ядерных реакторах, был найден радиоактивный распад вольных нейтронов
I.4. Палитра-излучение и его характеристики
Экспериментально установлено, что г-излучение не является самостоятельным видом радиоактивности, а лишь аккомпанирует б- и в-распады и также возникает при ядерных реакциях, при торможении заряженных частичка их распаде и т. д. г-Диапазон является линейчатым. В отличие от оптики, где под диапазоном понимается распределение энергии излучения по длинам волн, г-спектр — это распределение числа г-квантов по энергиям. Дискретность г-спектра имеет принципное время твердо установлено, что г-излучение испускается дочерним (а не материнским) ядром. Дочернее ядро в момент собственного образования, оказываясь возбужденным, за время приблизительно 1013 — 1014 с, существенно наименьшее времени жизни возбужденного атома, перебегает в основное состояние с испусканием г-излучения. Ворачиваясь в основное состояние, возбужденное ядро может пройти через ряд промежных состояний, потому г-излучепие 1-го и такого же радиоактивного изотопа может содержать несколько групп г-квантов, различающихся одна от иной собственной энергией.
При г-излучении А и Z ядра не меняются, потому оно не описывается никакими правилами смещения. г-Излучение большинства ядер является настолько коротковолновым, чю его волновые характеристики появляются очень слабо. тут на 1-ый план выступают корпускулярные характеристики, потому г-излучение разглядывают как поток частиц — г-квантов. При радиоактивных распадах разных ядер г-кванты имеют энергии от 10 кэВ до 5 МэВ.
Ядро, находящееся в возбужденном состоянии, может перейти в основное состояние не только лишь при испускании г-кванта, да и при конкретной передаче энергии возбуждении (без подготовительного испускания г-кванта) одному из электронов такого же атома. При всем этом испускается так именуемый электрон конверсии. Само явление именуется внутренней конверсией. Внутренняя конверсия — процесс, конкурирующий с г-излучением.
Электронам конверсии соответствуют дискретные значения энергии, зависящей от работы выхода электрона из оболочки, из которой электрон вырывается, и от энергии Е, отдаваемой ядром при переходе из возбужденного состояния в основное. Если вся энергия Е выделяется в виде г-кванта, то частота излучения v определяется из известного соотношения Е = hv. Если же испускаются электроны внутренней конверсии, то их энергии равны E-AL ,…, где AK ,AL ,…, — работа выхода электрона из К- и L-оболочек. Моноэнергетичность электронов конверсии дозволяет отличить их от в-электронов, диапазон которых непрерывен. Возникшее в итоге вылета электрона свободное пространство на внутренней оболочке атома будет заполняться электронами с вышележащих оболочек. Потому внутренняя конверсия постоянно сопровождается характеристическим рентгеновским излучением.
г-Кванты, владея нулевой массой покоя, не могут замедляться в среде, потому при прохождении г-излучения через вещество они или поглощаются, или рассеиваются им. г-кванты не несут электронного заряда и тем не испытывают воздействия кулоновских сил. Потому при прохождении через вещество г-кванты сравнимо изредка сталкиваются с электронами и ядрами, но зато при столкновении резко отклоняются от собственного начального направления. При прохождении пучка г-квантов через вещество их энергия не изменяется, но в итоге столкновений ослабляется интенсивность, изменение которой описывается законом Бугера.
г-Кванты, проходя через вещество, могут вести взаимодействие как с электрической оболочкой атомов вещества, так и с их ядрами. В квантовой электродинамике доказывается, что главными действиями, происходящими при содействии г-излучения с веществом, являются фотоэффект, ком и тон-эффект и рождение электронно-позитронных пар.
Фотоэффект либо фотоэлектрическое поглощение г-излучения,— это процесс, при котором атом поглощает г-кваит и испускает электрон. Потому что электрон выбивается из одной из внутренних оболочек атома, то освободившееся пространство заполняется электронами из вышележащих оболочек, и фотоэффект сопровождается характеристическим рентгеновским излучением. Фотоэффект является преобладающим механизмом поглощения в области малых энергий г-квантов (Ег < > 100 кэВ). Фотоэффект может идти лишь на связанных электронах, потому что вольный электрон не может поглотить г-квант — при всем этом сразу не удовлетворяются законы сохранения энергии и импульса.
По мере роста энергии г-квантов (Ег ~ 0,5 МэВ), когда их энергия превосходит энергию связи электрона в атомах и взаимодействие г-кванта приближается по собственному процесс образования электронно-позитронных пар в электронных полях ядер. Возможность этого процесса пропорциональна Z2 и возрастает с ростом Ег. Потому при Ег ~10 МэВ главным действием взаимодействия я г-излучения в любом веществе является образование электронно-позитронных пар-
Если энергия г-кванта превосходит энергию связи нуклонов в ядре (7—8 МэВ), то в итоге поглощения г-кванта может наблюдаться ядерный фотоэффект — выброс из ядра 1-го из нуклонов, почаще всего нейтрона.
Большая проникающая способность г-излучения употребляется в гамма-дефектоскопии — способе дефектоскопии, основанном на различном поглощении г-излучения при распространении его на однообразное расстояние в различных средах. Положение и размеры изъянов (раковины, трещинкы и т. д.) определяются по различию в интенсивностях излучения, прошедшего через различные участки просвечиваемого изделия.
действие у-излучения (также остальных видов ионизирующего излучения) на вещество охарактеризовывают дозой ионизирующего излучения. Различаются:
Поглощенная доза излучения — физическая величина, равная отношению анергии излучения к массе облучаемого вещества.
Единица поглощенной дозы излучения — грей (Гр)*: 1Гр = 1 Дж/кг — доза излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передается энергия хоть какого ионизирующего излучения 1 Дж.
Экспозиционная доза излучения — физическая величина, равная отношению суммы электронных зарядов всех ионов 1-го знака, сделанных электронами, освобожденными в облученном воздухе (при условии полного использования ионизирующей возможности электронов), к массе этого воздуха.
Единица экспозиционной дозы излучения в СИ кулон на килограмм (Кл/кг); внесистемной единицей является рентген (Р): 1 Р=2,58-10-4 Кл/кг.
Био доза — величина, определяющая действие излучения на организм.
Единица био дозы — био эквивалент рентгена (бэр):
1 бэр — лоза любою вида ионизирующею излучения, производящая такое же био действие, как и доза рентгеновского либо у-излучения в 1 Р (1 бэр= Ю-2 Дж/кг).
Мощность дозы излучения — величина, равная отношению дозы излучения к времени облучения. Различают; 1) мощность ‘ поглощенной дозы (единица — грей на секунду (Гр/с)); 2) мощность экспозиционной дозы (единица — ампер на килограмм (А/кг)).
I.5. Цепная реакция деления
Для практического внедрения деления томных ядер важное лавинообразное нарастание числа актов деления. Таковая реакция деления именуется цепной. Свое заглавие эта реакция получила по аналогии с цепными хим реакциями, т. е- реакциями, продукты которых могут вновь! вступать в соединения с начальными субстанциями.
В 1939 г. Я. Б. Зельдович и Ю. Б. Харитон в первый раз указали на возможность существования цепной ядерной | реакции деления. Любой из нейтронов, образовавшихся д при одном акте деления, если он будет захвачен ядром, вызовет возникновение новейших нейтронов деления, в свою очередь Способных вызвать реакции деления, и т. д.
Разглядим несколько подробнее возможность воплощения цепной реакции. Предположение о том, что любой из нейтронов захватывается примыкающими ядрами, в реальности не реализуется. часть вторичных нейтронов попадает в ядра атомов тех веществ, которые обязательно находятся в той области, где реализуется цепная реакция, но не являются делящимися, — замедлители нейтронов, теплоносители, уносящие тепло из зоны реакции, и др. часть нейтронов может просто выйти за границы активной зоны — того места, где происходит цепная реакция.
Разумеется, что обязательным условием появления цепной реакции является наличие размножающихся нейтронов. Введем понятие о коэффициенте k размножения нейтронов. Коэффициентом размножения нейтронов именуют отношение числа нейтронов, появившихся в неком звене реакции, к числу таковых нейтронов в предыдущем ему звене. Нужным условием для развития цепной реакции является требование k >1. Величина k определяется, во-1-х, значением среднего числа нейтронов, появившихся при одном акте деления, во-2-х, вероятностями разных действий взаимодействия нейтронов с ядрами делящегося вещества и примесей в нем, также размерами системы.
Роль крайнего фактора существенна поэтому, что с уменьшением размеров активной зоны возрастает толика нейтронов, выходящих за ее пределы, и миниатюризируется возможность предстоящего развития цепной реакции. Утраты нейтронов пропорциональны площади поверхности, а генерация нейтронов пропорциональна массе и, как следует, размеру делящегося вещества. к примеру, для делящегося вещества, имеющего сферическую форму (размер V~R , поверхность 5-R2, S/V~1/R), с уменьшением R, т.е. с уменьшением размера и массы делящегося вещества, будет расти толика утрат нейтронов, вылетающих из активной зоны. Малые размеры активной зоны, при которых может быть воплощение цепной реакции, именуются критичными размерами.
Малая масса делящихся веществ, находящихся в системе критичных размеров, именуется критичной
массой.
Для уменьшения утрат нейтронов и уменьшения критичных характеристик делящегося вещества его окружают отражателем — слоем неделящегося вещества, владеющего малым действенным поперечным сечением для захвата нейтронов и огромным сечением их рассеяния. Отражатель возвращает в активную зону огромную часть вылетевших из нее нейтронов. В качестве отражателей употребляются те же вещества, которые используются для замедления нейтронов,- графит, томная вода DaO и HDO, соединения бериллия.
одной из более принципиальных черт цепной реакции является скорость ее развития, зависящая, кроме коэффициента k размножения нейтронов, от среднего времени ф меж 2-мя поочередными актами деления. Разумеется, что т описывает среднее время жизни 1-го «поколения» нейтронов, т. е. среднее время от момента деления до захвата нейтрона ядром атома делящегося вещества. Поточнее, время т складывается из времени деления * ядра, времени запаздывания вылета нейтрона из ядра относительно момента деления и времени, прошедшего до последующего захвата.
В случае развивающейся цепной реакции для резкого уменьшения времени т, т. е. для получения очень резвой цепной реакции взрывного типа, нужно выполнить процесс размножения на стремительных нейтронах; для получения управляемой цепной реакции нужно наращивать время т, т. е. необходимо стремиться к тому, чтоб время запаздывания вылета нейтронов относительно момента деления и время перемещения нейтронов до последующего захвата по способности были большенными. 1-ое зависит от механизма появления вторичных нейтронов и меньше поддается действию, 2-ое — от взаимодействия вылетевших из ядра нейтронов с окружающими ядрами, т. е. от замедления нейтронов, их движения в веществе и, в конце концов, от их захвата. Управление цепной реакцией сводится, в главном, к действию на эти процессы.
I.6. Ядерные реакторы
Управляемые цепные реакции осуществляются в ядерных реакторах либо атомных котлах.
В качестве сырьевых и делящихся веществ в реакторах употребляются 92U236, 94Pu233, 92U238, также 90Th232. В естественной консистенции изотопов урана изотопа 92U238 содержится в 140 раз больше, чем изотопа 92U235. Для осознания действий, которые могут происходить в реакторе с природной консистенцией изотопов, нужно учесть различия в критериях, при которых происходит деление ядер обоих изотопов урана. исследование энергетического диапазона нейтронов, испускаемых при делении, указывает, что их энергии составляют в главном около 0,7 Мэв. Эти нейтроны способны вызвать деление только ядер в^236- Те немногие нейтроны, энергия которых превосходит энергию активации деления ядра 92U238, с большей вероятностью претерпевают неупругое рассеяние и их энергия оказывается, как правило, ниже порога деления ядра 92U238. В итоге ряда столкновений с ядрами урана нейтроны теряют энергию малыми порциями, замедляются и испытывают захват ядрами 92U238 либо поглощаются ядрами 92U235. Поглощение нейтронов ядрами 92U235 содействует развитию цепной реакции, поглощение же их ядрами 92U238 выводит нейтроны из цепной реакции и ведет к обрыву цепной реакции. Расчеты демонстрируют, что в естественной консистенции изотопов урана возможность обрыва цепной реакции превосходит возможность развития реакции и цепная реакция деления не может развиваться ни на стремительных, ни на неспешных нейтронах.
В ядерных реакторах на неспешных нейтронах условием, обеспечивающим развитие цепной реакции, является применение замедлителя для уменьшения захвата нейтронов ядрами 92U238. При любом столкновении с ядрами замедлителя нейтрон теряет энергию большенными порциями, и это способствует «проскакиванию» энергии нейтрона через ту область энергий, при которых происходит захват нейтрона ядрами 92U238. В качестве замедлителей используют углерод (в виде графита), дейтерий (в виде тяжеленной воды DaO и HDO), бериллий и окись бериллия, ядра которых меньше остальных ядер захватывают термо нейтроны.
Различаются два типа реакторов на неспешных нейтронах — гомогенные и гетерогенные. В гомогенных реакторах делящееся вещество умеренно распределяется по размеру замедлителя (к примеру, растворяется в воде). В гетерогенных реакторах уран размещен отдельными блоками по размеру замедлителя — тяжеленной воды либо графита. В гомогенных реакторах нейтроны в процессе замедления все время находятся вблизи от ядер атомов урана, распределенных по всему размеру. Это приводит к большей вероятности поглощения нейтронов ядрами атомов урана, а не замедлителя, но это понижает возможность избежать захвата нейтронов ядрами 92U238. В гетерогенных реакторах, напротив, сравнимо мала возможность поглощения термических нейтронов ядрами урана, но зато увеличивается возможность избежать захвата ядрами 92U238, ибо значительную часть времени замедляемые нейтроны с энергиями, «небезопасными» для захвата, проводят за пределами блоков делящегося урана. Работе реактора содействует также понижение утечки нейтронов, достигаемое за счет роста критичных размеров и внедрения отражателей нейтронов.
Резвое развитие цепной реакции сопровождается , выделением огромного количества энергии, что может вызвать лишний перегрев реактора. При достижении реактором требуемой мощности нужно режим развивающейся реакции свести к критичному режиму со значением k=1 и потом поддерживать этот режим. Для уменьшения коэффициента размножения нейтронов в активную зону реактора вводятся стержни из материалов, очень всасывающих термо нейтроны, к примеру из бора либо кадмия. Такие управляющие стержни уменьшают k и предупреждают нарастание скорости цепной реакции, поддерживая ее в стационарном режиме.
Деление ядер урана, осуществляемое в реакторах, сопровождается образованием огромного числа радиоактивных разных осколков. Расчеты демонстрируют, что на 22 000 квт-ч энергии появляется приблизительно 1 s осколков. При всем этом испускаются в-лучи и г-излучение. Не считая того, реакторы, работающие с замедлителями, испускают массивные потоки термических нейтронов, которые употребляют для получения разных искусственно-радиоактивных изотопов. Эти изотопы используют для исследовательских работ в разных областях народного хозяйства.
Нейтронные потоки и у-лучи, возникающие в ядерных реакторах, имеют огромную интенсивность, владеют высочайшей проникающей способностью и гибельно действуют на организм человека. Потому для защиты персонала, обслуживающего ядерные реакторы, используют особые меры. одна из более действенных мер — автоматизация действий управления реактором.
Примером гетерогенного ядерного реактора на неспешных нейтронах является реактор первой в мире русской атомной электростанции, введенной в эксплуатацию 27 июня 1954 г. Нужная мощность реактора составляет 5000 кет. Замедлителем нейтронов служит графит. Активная зона реактора представляет собой графитовый цилиндр поперечником 1,5 -и и высотой 1,7 м, окруженный графитовым отражателем. В активной зоне размещены 128 вертикальных рабочих каналов для помещения в их делящегося вещества — природной консистенции урана, обогащенной изотопом 92U235. Рабочие каналы выполнены в форме железных трубок, на которые насажены втулки из уранового сплава. Снутри трубок протекает вода для остывания урана. В активной зоне размещены также 22 канала для управляющих стержней из карбида бора, очень всасывающего термо нейтроны. При помощи управляющих стержней мощность реактора поддерживается на нужном данном уровне. Вода, охлаждающая реактор, становится радиоактивной. Подогретая вода поступает в парогенератор и там передает тепло воде, циркулирующей во 2-м замкнутом контуре, в каком появляется пар с давлением 12,5 атм и температурой 260 °С, подводимый потом к турбине.
Управление узлами атомной электростанции автоматизировано и делается на расстоянии.
1-ая русская атомная электростанция (АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор)) явилась макетом для наикрупнейшей в СССР (Союз Советских Социалистических Республик, также Советский Союз — давление 250 атм, температура 535-565 °С) позволило повысить коэффициент полезного деяния данной нам станции.
Урановые реакторы на термических нейтронах могут решить задачку энергоснабжения в ограниченном масштабе, который определяется количеством урана 92U235. При использовании всего природного припаса 92U235 можно получить энергию, примерно эквивалентную припасам обыденного горючего на Земле.
Для роста ядерных энергетических ресурсов употребляются процессы, происходящие при захвате нейтронов ядрами 92U233 и тория 90Th232. Они приводят к возникновению отлично делящихся плутония 94Pu286 и изотопа урана 92U233 . Схема получения плутония:
Реакция на тории происходитпо последующей схеме:

Захват нейтронов ядрами 92U238 сопровождается созданием ядерного горючего, которое быть может хим методом отделено от 92U238. Этот процесс именуется воспроизводством ядерного горючего. При делении 1-го ядра ^ „U»5 появляется в среднем 2,5 нейтрона, из которых только один нужен для поддержания цепной реакции. Другие 1,5 нейтрона могут быть захвачены ядрами y^V233 и из их могут быть образованы 1,5 ядра 94Pu239. В особых бридерных (воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превосходит единицу. В урановых реакторах, работающих на неспешных нейтронах, этого выполнить недозволено. Вправду, в таком реакторе деление происходит в 84,5 вариантах из 100 поглощений термических нейтронов ядрами 92U235. На теоретическом уровне вероятный наибольший коэффициент воспроизводства ядерного горючего составит 2,5-0,845-1=1,11 заместо 1,5. В итоге поглощения нейтронов замедлителем и их вылета за границы реактора он еще уменьшится. В реакторах с замедлителем коэффициент воспроизводства ядерного горючего, как правило, меньше единицы. К примеру, в реакторе первой АЭС (Атомная электростанция — ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор) он составляет всего 0,32.
Бридерные реакторы работают на стремительных нейтронах. Активной зоной является сплав урана, обогащенного изотопом 92U235, с томным сплавом (висмут, свинец), не много всасывающим нейтроны. В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. Управление таковым реактором делается перемещением отражателя либо конфигурацией массы делящегося вещества.
В СССР (Союз Советских Социалистических Республик, также Советский Союз — воды. Расчеты демонстрируют, что реактор на стремительных нейтронах мощностью 2,2 -10s вт может обеспечить работу электростанции мощностью 5,1-Ю8 вт и дистилляционной опреснительной установки производительностью 180 тыс. м3 пресной воды в день при цены воды 2-3 копейки за 1 м3. При достижении реакторами мощности (10-20)-10° вт стоимость опресненной воды так снизится, что можно будет ставить вопросец о применении ее для орошения засушливых земель.
сразу с решением препядствия большенный ядерной энергетики и повышением мощности реакторов в СССР (Союз Советских Социалистических Республик, также Советский Союз — лет машинки ледокола «Ленин» работали без перезарядки горючего.|
I.7. Термоядерные реакции
1. Не считая реакции деления томных ядер, существует еще один путь выделения ядерной энергии — синтез ядер гелия из ядер изотопов водорода. Водород имеет три изотопа: легкий водород, либо протий, с атомным весом 1,008, тяжкий водород, либо дейтерий, с атомным весом 2,015 и сверхтяжелый водород, либо тритий, с атомным весом 3,017. Ядра этих изотопов именуются соответственно протон, дейтрон (либо дейтерон) и тритон и обозначаются:
1Н1 либо 1p1 1H2 либо 1D2, 1H3 либо 1T3. Удельная энергия связи ядра гелия существенно превосходит удельную энергию связи ядер изотопов водорода. Потому при синтезе ядер гелия из водородных ядер будет выделяться энергия. Очень действенной в отношении выделения энергии является последующая реакция:
Оказывается, что при данной нам реакции выделяется энергия, равная 17,6 Мэв.
Выделение энергии на один нуклон в реакции синтеза в пару раз больше, чем при делении томных ядер. Так, при делении ядер урана, как уже говорилось, выделяется энергия около 200 Мэв, что составляет на один нуклон 200/238^0,85 Мэв. В реакции же (46.13) на один нуклон выделяется 17,6/5w3,5 Мэв, т. е. вчетверо больше. Еще большая энергия выделяется при синтезе ядра гелия из 4 протонов:
В данной нам реакции выделяется энергия, равная 26,8 Мэв, т. е, выделение энергии на одну частичку составляет 26,8/4=6,7 Мэв.
3. Для воплощения реакции синтеза, для слияния легких ядер, необходимо преодолеть возможный барьер, обусловленный кулоновским отталкиванием одноименно заряженных ядер. Оценим отменно высоту этого барьера.
Для слияния ядер дейтронов их необходимо сблизить впритирку, т. е. на расстояние меж центрами, равное удвоенному радиусу ядра водорода, r~3*10-15 м. Для этого необходимо совершить работу, равную электростатической возможной энергии ядер, находящихся на этом расстоянии друг от друга: U:=e2/4ре 0 r. Подставив числа, найдем, что высота потенциального барьера составляет приблизительно 0,1 Мэв. Ядра дейтрона сумеют преодолеть этот барьер, если при столкновении они будут владеть соответственной кинетической энергией. Средняя кинетическая энергия термического движения дейтронов (3/2k Т) равна 0,1 Мэв и достаточна для преодоления потенциального барьера при T=2-109 °К, т. е. при температуре порядка млрд градусов. Это существенно больше температуры внутренних областей Солнца, которая оценивается приблизительно в 107 °К-
]]>