Единица поглощенной дозы излучения — грей (Гр)*: 1Гр = 1 Дж/кг — доза излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передается энергия любого ионизирующего излучения 1 Дж.

Экспозиционная доза излучения — физическая величина, равная отношению суммы электрических зарядов всех ионов одного знака, созданных электронами, освобожденными в облученном воздухе (при условии полного использования ионизирующей способности 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.

Биологическая доза — величина, определяющая воздействие излучения на организм.

Единица биологической дозы — биологический эквивалент рентгена (бэр):

1 бэр - лоза любою вида ионизирующею излучения, производящая такое же биологическое действие, как и доза рентгеновского или 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 применения деления тяжелых ядер важнейшее значение имеет выделение большой энергии при каждом акте деления и появление при этом нескольких (двух, трех) нейтронов. Если каждый из этих нейтронов, взаимодействуя с соседними ядрами делящегося вещества, в свою очередь вызывает в них реакцию деления, то происходит лавинообразное нарастание числа актов деления. Такая реакция деления называется цепной. Свое название эта реакция получила по аналогии с цепными химическими реакциями, т. е- реакциями, продукты которых могут вновь! вступать в соединения с исходными веществами.

В 1939 г. Я. Б. Зельдович и Ю. Б. Харитон впервые указали на возможность существования цепной ядерной | реакции деления. Каждый из нейтронов, образовавшихся д при одном акте деления, если он будет захвачен ядром, вызовет появление новых нейтронов деления, в свою очередь Способных вызвать реакции деления, и т. д.

Рассмотрим несколько подробнее возможность осуществления цепной реакции. Предположение о том, что каждый из нейтронов захватывается соседними ядрами, в действительности не реализуется. Часть вторичных нейтронов попадает в ядра атомов тех веществ, которые непременно присутствуют 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 пределы активной зоны - того пространства, где происходит цепная реакция.

Очевидно, что непременным условием возникновения цепной реакции является наличие размножающихся нейтронов. Введем понятие о коэффициенте k размножения нейтронов. Коэффициентом размножения нейтронов называют отношение числа нейтронов, возникших в некотором звене реакции, к числу таких нейтронов в предшествующем ему звене. Необходимым условием для развития цепной реакции является требование k >1. Величина k определяется, во-первых, значением среднего числа нейтронов, возникших при одном акте деления, во-вторых, вероятностями различных процессов взаимодействия нейтронов с ядрами делящегося вещества и примесей в нем, а также размерами системы.

Роль последнего фактора существенна потому, что с уменьшением размеров активной зоны увеличивается доля нейтронов, выходящих за ее пределы, и уменьшается возможность дальнейшего развития цепной реакции. Потери нейтронов пропорциональны площади поверхности, а генерация нейтронов пропорциональна массе и, следовательно, объему делящегося вещества. Например, для делящегося вещества, имеющего сферическую форму (объем V~R , поверхность 5-R2, S/V~1/R), с уменьшением R, т.е. с уменьшением объема и массы делящегося вещества, будет расти доля потерь нейтронов, вылетающих из активной зоны. Минимальные размеры активной зоны, при которых возможно осуществление цепной реакции, называются критическими размерами.

Минимальная масса делящихся веществ, находящихся в системе критических размеров, называется критической

массой.

Для уменьшения потерь нейтронов и уменьшения критических параметров делящегося вещества его окружают отражателем - слоем неделящегося вещества, обладающего малым эффективным поперечным сечением для захвата нейтронов и большим сечением их рассеяния. Отражатель возвращает в активную зону большую часть вылетевших из нее нейтронов. В качестве отражателей используются те же вещества, которые применяются для замедления нейтронов,- графит, тяжелая вода DaO и HDO, соединения бериллия.

Одной из наиболее важных характеристик цепной реакции является скорость ее развития, зависящая, помимо коэффициента k размножения нейтронов, от среднего времени τ между двумя последовательными актами деления. Очевидно, что т определяет среднее время жизни одного «поколения» нейтронов, т. е. среднее время от момента деления до захвата нейтрона ядром атома делящегося вещества. Точнее, время т складывается из времени деления • ядра, времени запаздывания вылета нейтрона из ядра относительно момента деления и времени, прошедшего до следующего захвата.

В случае развивающейся цепной реакции для резкого уменьшения времени т, т. е. для получения весьма быстрой цепной реакции взрывного типа, необходимо осуществить процесс размножения на быстрых нейтронах; для получения управляемой цепной реакции необходимо увеличивать время т, т. е. нужно стремиться к тому, чтобы время запаздывания вылета нейтронов относительно момента деления и время перемещения нейтронов до следующего захвата по возможности были большими. Первое зависит от механизма возникновения вторичных нейтронов и меньше поддается воздействию, второе - от взаимодействия вылетевших из ядра нейтронов с окружающими ядрами, т. е. от замедления нейтронов, их движения в веществе и, наконец, от их захвата. Управление цепной реакцией сводится, в основном, к воздействию на эти процессы.

I.6. Ядерные реакторы

Управляемые цепные реакции осуществляются в ядерных реакторах или атомных котлах.

В качестве сырьевых и делящихся веществ в реакторах используются 92U236, 94Pu233, 92U238, а также 90Th232. В естественной смеси изотопов урана изотопа 92U238 содержится в 140 раз больше, чем изотопа 92U235. Для понимания процессов, которые могут происходить в реакторе с природной смесью изотопов, необходимо учитывать различия в условиях, при которых происходит деление ядер обоих изотопов урана. Исследование энергетического спектра нейтронов, испускаемых при делении, показывает, что их энергии составляют в основном около 0,7 Мэв. Эти нейтроны способны вызвать деление лишь ядер в^236- Те немногие нейтроны, энергия которых превышает энергию активации деления ядра 92U238, с большей вероятностью претерпевают неупругое рассеяние и их энергия оказывается, как правило, ниже порога деления ядра 92U238. В результате ряда столкновений с ядрами урана нейтроны теряют энергию малыми порциями, замедляются и испытывают захват ядрами 92U238 или поглощаются ядрами 92U235. Поглощение нейтронов ядрами 92U235 способствует развитию цепной реакции, поглощение же их ядрами 92U238 выводит нейтроны из цепной реакции и ведет к обрыву цепной реакции. Расчеты показывают, что в естественной смеси изотопов урана вероятность обрыва цепной реакции превышает вероятность развития реакции и цепная реакция деления не может развиваться ни на быстрых, ни на медленных нейтронах.

В ядерных реакторах на медленных нейтронах условием, обеспечивающим развитие цепной реакции, является применение замедлителя для уменьшения захвата нейтронов ядрами 92U238. При каждом столкновении с ядрами замедлителя нейтрон теряет энергию большими порциями, и это благоприятствует «проскакиванию» энергии нейтрона через ту область энергий, при которых происходит захват нейтрона ядрами 92U238. В качестве замедлителей применяют углерод (в виде графита), дейтерий (в виде тяжелой воды DaO и HDO), бериллий и окись бериллия, ядра которых меньше других ядер захватывают тепловые нейтроны.

Различаются два типа реакторов на медленных нейтронах - гомогенные и гетерогенные. В гомогенных реакторах делящееся вещество равномерно распределяется по объему замедлителя (например, растворяется в воде). В гетерогенных реакторах уран расположен отдельными блоками по объему замедлителя - тяжелой воды или графита. В гомогенных реакторах нейтроны в ходе замедления все время находятся поблизости от ядер атомов урана, распределенных по всему объему. Это приводит к большей вероятности поглощения нейтронов ядрами атомов урана, а не замедлителя, но это же снижает вероятность избежать захвата нейтронов ядрами 92U238. В гетерогенных реакторах, наоборот, сравнительно мала вероятность поглощения тепловых нейтронов ядрами урана, но зато повышается вероятность избежать захвата ядрами 92U238, ибо значительную часть времени замедляемые нейтроны с энергиями, «опасными» для захвата, проводят за пределами блоков делящегося урана. Работе реактора способствует также снижение утечки нейтронов, достигаемое за счет увеличения критических размеров и применения отражателей нейтронов.

Быстрое развитие цепной реакции сопровождается , выделением большого количества энергии, что может вызвать излишний перегрев реактора. При достижении реактором требуемой мощности необходимо режим развивающейся реакции свести к критическому режиму со значением k=1 и затем поддерживать этот режим. Для уменьшения коэффициента размножения нейтронов в активную зону реактора вводятся стержни из материалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны, например из бора или кадмия. Такие управляющие стержни уменьшают значение k и предотвращают нарастание скорости цепной реакции, поддерживая ее в стационарном режиме.

Деление ядер урана, осуществляемое в реакторах, сопровождается образованием большого числа радиоактивных различных осколков. Расчеты показывают, что на 22 000 квт-ч энергии образуется примерно 1 s осколков. При этом испускаются β-лучи и γ-излучение. Кроме того, реакторы, работающие с замедлителями, испускают мощные потоки тепловых нейтронов, которые используют для получения различных искусственно-радиоактивных изотопов. Эти изотопы применяют для исследований в различных областях народного хозяйства.

Нейтронные потоки и у-лучи, возникающие в ядерных реакторах, имеют большую интенсивность, обладают высокой проникающей способностью и губительно действуют на организм человека. Поэтому для защиты персонала, обслуживающего ядерные реакторы, применяют специальные меры. Одна из наиболее эффективных мер - автоматизация процессов управления реактором.

Примером гетерогенного ядерного реактора на медленных нейтронах является реактор первой в мире советской атомной электростанции, введенной в эксплуатацию 27 июня 1954 г. Полезная мощность реактора составляет 5000 кет. Замедлителем нейтронов служит графит. Активная зона реактора представляет собой графитовый цилиндр диаметром 1,5 -и и высотой 1,7 м, окруженный графитовым отражателем. В активной зоне расположены 128 вертикальных рабочих каналов для помещения в них делящегося вещества - природной смеси урана, обогащенной изотопом 92U235. Рабочие каналы выполнены в форме стальных трубок, на которые надеты втулки из уранового сплава. Внутри трубок протекает вода для охлаждения урана. В активной зоне расположены также 22 канала для управляющих стержней из карбида бора, сильно поглощающего тепловые нейтроны. С помощью управляющих стержней мощность реактора поддерживается на необходимом заданном уровне. Вода, охлаждающая реактор, становится радиоактивной. Нагретая вода поступает в парогенератор и там передает тепло воде, циркулирующей во втором замкнутом контуре, в котором образуется пар с давлением 12,5 атм и температурой 260 °С, подводимый затем к турбине.

Управление узлами атомной электростанции автоматизировано и производится на расстоянии.

Первая советская атомная электростанция (АЭС) явилась прототипом для крупнейшей в СССР Белоярской атомной электростанции им. И. В. Курчатова. Первый блок этой станции мощностью 100 тыс. кет введен в эксплуатацию в 1964 г. Использование сверхкритических параметров пара (давление 250 атм, температура 535-565 °С) позволило повысить коэффициент полезного действия этой станции.

Урановые реакторы на тепловых нейтронах могут решить задачу энергоснабжения в ограниченном масштабе, который определяется количеством урана 92U235. При использовании всего природного запаса 92U235 можно получить энергию, приблизительно эквивалентную запасам обычного топлива на Земле.

Для увеличения ядерных энергетических ресурсов используются процессы, происходящие при захвате нейтронов ядрами 92U233 и тория 90Th232. Они приводят к появлению эффективно делящихся плутония 94Pu286 и изотопа урана 92U233 . Схема получения плутония:

Реакция на тории происходитпо следующей схеме:

Захват нейтронов ядрами 92U238 сопровождается созданием ядерного горючего, которое может быть химическим путем отделено от 92U238. Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. При делении одного ядра ^ „U"5 образуется в среднем 2,5 нейтрона, из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. Остальные 1,5 нейтрона могут быть захвачены ядрами y^V233 и из них могут быть образованы 1,5 ядра 94Pu239. В специальных бридерных (воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. В урановых реакторах, работающих на медленных нейтронах, этого осуществить нельзя. Действительно, в таком реакторе деление происходит в 84,5 случаях из 100 поглощений тепловых нейтронов ядрами 92U235. Теоретически возможный максимальный коэффициент воспроизводства ядерного горючего составит 2,5-0,845-1=1,11 вместо 1,5. В результате поглощения нейтронов замедлителем и их вылета за пределы реактора он еще уменьшится. В реакторах с замедлителем коэффициент воспроизводства ядерного горючего, как правило, меньше единицы. Например, в реакторе первой АЭС он составляет всего 0,32.

Бридерные реакторы работают на быстрых нейтронах. Активной зоной является сплав урана, обогащенного изотопом 92U235, с тяжелым металлом (висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. Управление таким реактором производится перемещением отражателя или изменением массы делящегося вещества.

В СССР созданы реакторы на быстрых нейтронах, дающие огромную интенсивность нейтронных потоков. В Советском Союзе-пионере ядерной энергетики ведется большая работа по ядерному реакторостроению и мирному использованию энергии делящихся ядер.

Последовательная борьба Советского Союза за мирное использование внутриядерной энергии нашла свое отражение в достигнутом в 1964 г. соглашении между СССР и США о направлении большого количества расщепляющихся материалов для использования в мирных целях, в том числе для опреснения морской воды. Расчеты показывают, что реактор на быстрых 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 сутки при стоимости воды 2-3 копейки за 1 м3. При достижении реакторами мощности (10-20)-10° вт стоимость опресненной воды настолько снизится, что можно будет ставить вопрос о применении ее для орошения засушливых земель.

Одновременно с решением проблемы большой ядерной энергетики и увеличением мощности реакторов в СССР успешно решаются проблемы малой ядерной энергетики. Уменьшение размеров реакторов крайне важно для использования ядерного горючего в двигателях, где лимитирован вес горючего. Такие двигатели устанавливаются на подводных лодках и ледоколах дальнего плавания. Как известно, в 1959 г. в СССР вступил в строй первый в мире ледокол «Ленин» с двигателем на ядерном топливе. В течение трех лет машины ледокола «Ленин» работали без перезарядки горючего.|

I.7. Термоядерные реакции

1. Кроме реакции деления тяжелых ядер, существует еще один путь выделения ядерной энергии - синтез ядер гелия из ядер изотопов водорода. Водород имеет три изотопа: легкий водород, или протий, с атомным весом 1,008, тяжелый водород, или дейтерий, с атомным весом 2,015 и сверхтяжелый водород, или тритий, с атомным весом 3,017. Ядра этих изотопов называются соответственно протон, дейтрон (или дейтерон) и тритон и обозначаются:

Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8