ОСНОВЫ МЕТОДОЛОГИИ РАЗРАБОТКИ ЯДЕРНОЙ ТЕХНИКИ

РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ И СИНТЕЗА

Энергия связи ядер в расчете на один нуклон (E связи/А) в зависимости от массового числа А достигает максимума 8,6 МэВ/нуклон в области ядер со средними А и уменьшается для тяжелых ядер (7,5 МэВ для 238U) и для легких ядер (4He - 7 МэВ, 3He - 2,5 МэВ, 3H -2,8 МэВ, 2H - 1 МэВ). Это указывает на существование двух типов экзотермических ядерных реакций, которые могут быть применены для производства полезной энергии с энергетическим выходом от одного до нескольких МэВ на один нуклон: деление наиболее тяжелых и синтез наиболее легких ядер.

Энергетический выход химических реакций горения органических топлив оказывается менее 1 эВ на атомную единицу массы. В миллионы раз большая теплотворная способность определяет главные преимущества ядерных топлив перед химическими: практически неограниченные топливные ресурсы; малые объемы добычи и транспорта, а значит, и низкая стоимость; малый запас топлива для длительной работы транспортных средств; малые объемы продуктов деления, облегчающие задачу локализации и изоляции отходов.

Вместе с тем, ядерные реакции сопровождаются излучениями высокой энергии и образованием радиоактивных веществ, много более опасных для человека и окружающей природы по сравнению с продуктами горения обычных топлив.

Это вызывает необходимость в высоконадежных инженерных системах и барьерах безопасности, в жестких требованиях к качеству оборудования и к персоналу, в строгих процедурах надзора или лицензирования, и ведет к усложнению и удорожанию ядерной техники.

РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ

При многократных столкновениях рожденных при делении быстрых нейтронов с ядрами среды их энергетический спектр смягчается за счет энергетических потерь при неупругих рассеяниях на тяжелых ядрах и упругих рассеяниях на легких ядрах. Поскольку неупругое рассеяние происходит лишь при достаточно высоких энергиях нейтронов, способных перевести ядро в одно из возбужденных состояний, в среде, содержащей тяжелые ядра, нейтроны остаются в области энергий En > 0,1 МэВ (быстрые нейтроны). Если же среда содержит достаточно большое количество легких ядер, то нейтроны замедляются до малых энергий, близких к энергии теплового равновесия со средой Et = 1/40 эВ при комнатной температуре (медленные или тепловые нейтроны). При недостаточной для термолиза-ции нейтронов концентрации легких ядер реализуется промежуточный (или резонансный) спектр нейтронов в диапазоне 1 эВ... 100 кэВ, в котором взаимодействие нейтронов с тяжелыми ядрами имеет ярко выраженный резонансный характер, резко увеличиваясь вблизи энергий, соответствующих энергетическим уровням составного ядра. Для эффективного замедления нейтронов используются материалы, содержащие достаточно легкие и слабо поглощающие нейтроны ядра (легкая или тяжелая вода, бериллий, графит), называемые замедлителями.

В природе существует лишь один, причем редкий, нуклид - 235U (0,72 % в природном уране), делящийся под действием нейтронов любых энергий, который поэтому позволяет осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления. Основной же природный нуклид - 238U (99,3 % в природном уране), как и другие наиболее тяжелые ядра, делится лишь под действием быстрых нейтронов с энергией En > 1 МэВ. Появляющиеся при делении быстрые нейтроны с большой вероятностью ис-пытывают неупругое рассеяние на U, теряя энергию ниже порога деления 238U (около 1 МэВ) и испытывая затем радиационное поглощение. Поэтому на 238U невозможно осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию. По той же причине нельзя осуществить цепную реакцию на быстрых или промежуточных нейтронах на природном и даже слабообогащенном по содержанию изотопа 235U урана.

Для ее осуществления на уране есть два пути: либо повышение концентрации U методами изотопного обогащения (газодиффузионный, электромагнитный, с использованием газовых центрифуг, лазеров и др.), либо замедление нейтронов до тепловой области, где поперечное сечение радиационного поглощения нейтрона 238U резко падает и становится более чем в 200 ^>аз меньшим сечения поглощения нейтронов _35U. В этом случае при оптимальном соотношении объемов и расположении урана в замедлителе удается осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию на природном уране. Таким образом с использованием графитового замедлителя и расположенных в нем блоков из природного урана были построены первые экспериментальные критические реакторы в США (1942 г., Э. Ферми) и Европе (1946 г., И.В. Курчатов).

Цепная реакция деления может быть представлена цепочкой сменяющих друг друга поколений нейтронов и охарактеризована коэффициентом размножения К, равным отношению чисел нейтронов, «рожденных» в двух последовательных поколения. В бесконечной размножающей среде


Цепная реакция деления



Цепная реакция деления


РЕАКЦИИ СИНТЕЗА

К экзотермическим реакциям синтеза ядер с минимальными электрическими зарядами Z = 1 или Z = 2 (минимальное кулоновское отталкивание)относят:

РЕАКЦИИ СИНТЕЗА

Термоядерный синтез


Стационарная реакция синтеза может быть получена при удержании плазмы сильным магнитным полем различной конфигурации (токамаки, стеллараторы, открытые ловушки и др.).

Другой способ осуществления (1.1.13) состоит в импульсном сжатии и разогреве содержащих топливо небольших мишеней пучками заряженных частиц или лазерного света (инерционное удержание).

Важнейшими преимуществами ядерного синтеза перед делением, стимулирующими работу над реакторами синтеза, являются:

  • исключение производства радиоактивных продуктов деления и актиноидов, снижение радиационной опасности и упрощение проблемы обращения с радиоактивными отходами;
  • отсутствие физического механизма быстрого неконтролируемого разгона термоядерного реактора;
  • исключение использования и образования делящихся веществ, которые могут быть применены для изготовления ядерного оружия.

Рассматриваются и гибридные реакторы синтеза-деления, в которых реакционная камера окружена бланкетом, содержащим сырьевые (238U, 232Th), возможно, и делящиеся нуклиды. Нейтроны реакции синтеза вызывают в таком бланкете реакции деления, что позволяет получить дополнительные мощность и нейтроны. Избыточные нейтроны могут быть использованы для производства в бланкете Pu или 233U для реакторов деления.

Наиболее проста для реализации реакция (1.1.11), требующая меньших температур и плотностей плазмы. Поскольку тритий (3H) имеет период полураспада T1/2 = 12,3 года, он отсутствует в природе, и осуществление реакции (1.1.11) нуждается в воспроизводстве трития, которое может быть осуществлено путем поглощения возникающего в реакции нейтрона в расположенном в бланкете литии:


Реакция (1.1.10) использует лишь природное топливо (дейтерий) и не нуждается в воспроизводящем бланкете.

В реакциях (1.1.10), (1.1.11) используются или возникают радиоактивные вещества - тритий и продукты активации конструкции реактора нейтронами, так что в этих случаях радиационная опасность не исключается полностью, но снижается по сравнению с делением. Исключение (или, точнее, значительное снижение) радиационной опасности возможно при использовании безнейтронных и бестритиевых реакций, примером чему служит реакция (1.1.12), если принять меры к подавлению сопутствующей ей реакции (1.1.10). Однако 3He на Земле находится в очень малых количествах, основной его источник сейчас - радиоактивный распад трития, содержащегося в термоядерном оружии:


Существуют, однако, надежды на возможность в будущем экономичной добычи 3He на Луне, на поверхности которой обнаружено достаточно много 3He, заносимого туда «солнечным ветром».

До настоящего времени управляемые реакции синтеза осуществлялись лишь в экспериментах на физических установках. В последние годы разрабатывается международный проект опытного реактора - токамака.


ПОДЕЛИСЬ!