Начальные данные по физике деления ядер В 1938

Начальные данные по физике деления ядер В 1938 году была обнаружена реакция При этом высвобождается энергия n (A 2 , Z 2) - + + I осциллограф II осциллогра ф + + (A 1 , Z 1) - Был проведен ряд опытов, из которых узнали, что в результате этой реакции получаются 2 осколка приблизительно равной массы и заряда V иониз. камеры Сетка (окись U) от -частиц V 1 V t V 2 z =2, zоск ~ 45 t Большие сигналы одновременно (осколки деления)

Выделение энергии при делении урана , 8 1 2 =0, 8 - на 1 ед. оси А Учитывая, что , получаем А А 2 А 1 200 А (0) >0 – деление энергетически выгодно (1) (2) (3) Подставляем уравнения (1), (2), (3) в (0): Или В итоге получаем: при одном делении ядра выделяется

Сопоставление реакций деления и синтеза , , 8 1 2 =0, 8 - на 1 ед. оси А А А 1 A 2 A 60 Реакция синтеза A А 2 А 1 200 А Реакция деления Энергия связи конечных продуктов больше чем начального: приводит к выделению энергии: Q>0 При синтезе - энергия связи конечного продукта больше чем начальных. Это также приводит к выделению энергии: Q>0

Капельная модель в делении ядер Энергия связи для сферического ядра n n A, Z A 1 Z 1 A 2 Z 2 где W n =0 n 1– количество нуклонов ( не зависит от деформации) 2 – зависит от деформации –(как площадь поверхности) 3 – кулоновская энергия (зависит от деформации) 4 – четно-нечетные эффекты (не зависят от деформации) Eсв При малой деформации (δ) – ядро эллипсоид вращения В этом случае: Откуда - критическое значение, при котором - при деформации энергия связи не возрастает. Ядро не устойчиво и при случайной деформации самопроизвольно распадается.

Механизм реакции деления WS WK ~ 2 Wfission – барьер деления WS WK ~ 10 -23 сек Ws+WK Wfission Ws+WK WS Wfissio Q<0 n упругий процесс WK Q>0 – произошло деление Для осуществления реакции деления необходимо, чтобы Это можно осуществить, если ядро (A, Z) поглотит нейтрон n A * A+1 внутри ядра При этом энергия возбуждения ядра будет равна где Tn – энергия нейтрона и εn – энергия связи нейтрона в ядре (A+1)

Разница в делении урана-235 и урана-238 Wf Wf 238 барьер ниже для 235 -U • Параметр деления больше Wf 235 238 U 235 U • Сопоставление характеристик деления урана-235 и урана-238

Цепная ядерная реакция A 1 Z 1 n + 2 3 n 235 U затравочный нейтрон A 2 Z Среднее количество нейтронов за один акт деления равно к=2, 5. Возможно протекание незатухающей цепной ядерной реакции, мощность которой растет во времени. 2 i- поколение (i+1)-поколение Уравнение изменения количества нейтронов за единицу времени: При получаем дифференциальное уравнение - время жизни одного поколения нейтронов. Решение Рассмотрим разные случаи: критическое состояние поток растет поток затухает

Нейтроны деления Мгновенные нейтроны возникают в момент деления соседи Осколки А 1, А 2 – перегружены нейтронами В табл. Менделеева Отношение (n/p) должно уменьшиться с 1. 54 до 1. 28, чтобы стать стабильным изотопом. Происходит бета распад осколков Осколочные нейтроны – нейтроны, запаздывающие по времени, относительно начала деления. Это запаздывание лежит в широких пределах: Бета-переход в основное состояние запрещен: A 1 Z 1 Iнач n E* Будет переход на возбужденный уровень Е* Iкон Если возможен вылет нейтрона. Его запаздывание относительно появления осколка (A 1 Z 1) составляет величину: Доля запаздывающих нейтронов от мгновенных составляет порядка 1 2%.

Управляемая цепная ядерная реакция Для уменьшения скорости нарастания цепной реакции используются как мгновенные n, так и запаздывающие. время жизни одного поколения Вычислим изменение потока нейтронов за 1 секунду (при к=1. 01) только на мгновенных ( ) нейтронах и с учетом запаздывающих ( ) Изменение потока за 1 сек: неуправляемая скорость роста поток изменяется на 0. 1%

Управление потоком нейтронов в реакторе С использованием запаздывающих нейтронов можно управлять мощностью потока нейтронов в ядерном реакторе неуправляемая ядерная реакция n Тепловая мощность реактора пропорциональна количеству нейтронов внутри него опускаем Cd-стержни (взрыв) средний уровень Гетерогенная структура потока нейтронов ~ const (реактор) l 10 -5 сек мин защита t ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент l n Cd-стержни Существуют физические условия на расстояние между ТВЭЛами (l): замедлитель ТВЭЛ

Энергетический баланс в реакциях деления При попадании теплового нейтрона в ТВЭЛ возникают 2 осколка, которые летят в противоположные стороны и проходят путь, порядка микрометра. Каждый из осколков имеет энергию ≈ Q/2 Осколки начинают тормозиться и их энергия передается системе В баланс энергии (Q=200 Мэ. В) охлаждения. входят энергии различных частиц (в среднем): ≈180 Мэ. В – кинетическая энергия осколков, 5 -10 Мэ. В – энергия - частиц, 1 -5 Мэ. В – энергия - излучения, 2 -3 Мэ. В – энергия, уносимая мгновенными нейтронами Энергетический спектр нейтронов деления 1 -5 Мэ. В – энергия, уносимая нейтрино

Эффективность замедления нейтронов в реакторе (n, fiss) э. В Взаимодействие нейтрона с ядром определяется значением кинетической энергии, которую имеет нейтрон, поэтому рассматриваются разные случаи. (n, )-реакция кэ. В замедление Мэ. В Тn При энергиях Мэ. В – кэ. В в основном происходят (n, n') и (n, γ) – реакции: замедление и поглощение нейтронов. При делении, большая часть нейтронов имеет высокую энергию (Мэ. В), а деление урана-235 наиболее эффективно при тепловой энергии (доли э. В). При замедлении необходимо избежать их поглощения (n, γ) в области резонансов (кэ. В). В качестве замедлителя используются легкие вещества (большой сброс энергии при однократном рассеянии (n, n') – чтобы «проскочить» область резонансов. Замедлитель также должен слабо поглощать нейтроны (тяжелая вода, углерод, бериллий).

Реактор – размножитель Естественная смесь урана: В реакторе: Разделение изотопов и обогащение урана-235 – сложная техническая проблема. Хим. взаимодействие – одинаково (Z=92). Получаем, что и - четно-нечетные ядра, т. е. они имеют одинаковые свойства с точки зрения взаимодействия с медленными нейтронами в реакциях деления.

Схема работы АЭС

Распространение АЭС в мире В перспективе 2030 года на планете будет эксплуатироваться до 500 энергоблоков (сейчас – 430 шт). Ежегодно АЭС в Европе позволяют избежать эмиссии 700 миллионов тонн СО 2, а в Японии — 270 млн. тонн СO 2. АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу 210 млн. тонн СО 2. Больше всего АЭС (63 АЭС, 104 энергоблока) эксплуатируется в США. На втором месте идет Франция (58 энергоблоков), на третьем была Япония - 50 блоков в эксплуатации. Для сравнения: в России эксплуатируется 10 АЭС (32 энергоблока).