Ядерная энергия и механизм тепловыделения Общие сведения

Ядерная энергия освобождается в виде тепловой в процессе торможения продуктов ядерного деления или синтеза атомных ядер.

Известно, что полная энергия связи — энергия, необходимая для деления ядра на отдельные протоны и нейтроны, или, что то же самое, энергия, выделяющаяся при синтезе ядра из отдельных протонов и нейтронов. Если известна масса т ядра, состоящего из Z протонов и A—Z нейтронов, то его полная энергия связи будет равна

где т - масса протона; т_п — масса нейтрона; А — массовое число, равное числу протонов и нейтронов в ядре; с — скорость света. Так, для урана 238 Есв = 1780 МэВ,

Удельная энергия связи ядра — энергия, приходящаяся на один нуклон (общее название частицы из протона и нейтрона), для большинства ядер (с А = 50—90) примерно постоянна и составляет 8,5 МэВ.

В области тяжелых ядер она уменьшается, достигая значения 7,6 МэВ для урана. Таким образом, наиболее стабильными оказываются элементы с массовыми числами приблизительно от 20 до 200, поэтому энергетически выгодно производить деление тяжелых ядер и синтез легких. Чтобы освобождение ядерной энергии началось, надо подвести некоторую начальную энергию — энергию активации Еа.

Деление ядер нейтронами. Попытки освобождения энергии связи ядра путем бомбардировки его протонами и другими заряженными частицами оказались неудачными из-за противодействия кулоновских сил. Освобождение ядерной энергии стало возможным после открытия в 1932 г.. нейтрона Чадвиком (Англия) на основе экспериментов Бете и Беккера (Германия, 1930) и Ирэн и Фредерика Жолио-Кюри (Франция, 1932). Не обладая зарядом, нейтрон оказался идеальным снарядом для деления ядер, открытого Ганом и Штрассманом (Германия, 1939).

По скоростям движения различают медленные (тепловые) нейтроны, энергия которых Е_п = 0,03÷0,5 эВ (скорость несколько тысяч метров в секунду, температура комнатная и несколько выше), промежуточные — Е_п = 1÷I0³ эВ и быстрые — Е_п = 10⁵ эВ и выше.

Энергия активации зависит от вида ядер и применяемых «снарядов». Так, ²³⁵ U, ²³³U и ²³⁹Рu делятся под действием тепловых нейтронов, a ²³²Th и ²³⁸U — при бомбардировке быстрыми нейтронами.

Не все нейтроны, направляемые на мишень, сталкиваются с ее ядрами, а из столкнувшихся не все вызывают соответствующую реакцию.

Если нейтрон не поглощается ядром, а только сталкивается с ним, он теряет часть своей энергии, т.е. замедляется. При замедлении (упругом и неупругом рассеянии энергии) быстрый нейтрон может стать промежуточным, медленным (или тепловым).

Цепные реакции деления ядерных топлив. Для возникновения цепной реакции необходимо, чтобы в каждом последующем акте деления участвовало больше нейтронов, чем в предыдущем. Делящиеся ядерные топлива являются однокомпонентными. Тепловые нейтроны поглощаются делящимися изотопами наиболее интенсивно. Сечение деления в тепловой области в сотни раз превышает сечение деления в области энергий быстрых нейтронов. Поэтому в атомных реакторах нейтроны замедляются в специальных веществах — замедлителях — воде, тяжелой воде, бериллии, графите и др.

Природный уран, добываемый из земной коры, содержит только 0,712% ²³⁵ U, делящегося при захвате тепловых нейтронов. Остальную массу составляет ²³⁸U, который обладает большим сечением захвата тепловых нейтронов, поэтому осуществить цепную реакцию с ними можно только при тщательном расчете системы топливо — замедлитель в реакторах очень больших размеров. Это приводит к необходимости обогащать природный уран добавлением в него ²³⁵U от 1—2 до 40—80% (первые цифры относятся к реакторам электростанций, а последние — к реакторам некоторых транспортных установок).

В двухступенчатом режиме с воспроизводством топлива можно использовать ²³⁸U и ²³²Th. Ни одно из них не делится под действием тепловых нейтронов, но, захватывая быстрые нейтроны, они превращаются в делящиеся изотопы ²³⁹Ри и ²³³U (рис. 1.1). Таким путем запасы ядерного топлива теоретически увеличиваются почти в 140 раз за счет энергии урана и еще в 2—3 раза за счет энергии тория. Однако если учесть при этом различные потери, то энергоресурсы возрастут только в 15—25 раз. В расчете на это и планируется будущее ядерной энергетики (деления).

Рис. 1.1. Процессы воспроизводства ядерного топлива: а — урановый цикл; б — ториевый цикл

Реакцию деления в обшей форме можно записать так:

Символ п означает нейтрон, а А₁ иА₂ — два осколка деления, представляющие собой радиоактивные многократно ионизованные атомы различных элементов из средней части периодической таблицы Д.И. Менделеева. В среднем за каждый акт деления ²³⁵U испускается 2,5±0,1 нейтрона. При делении ядра ²³⁵U освобождающаяся энергия распределяется между различными продуктами деления.

Энергия, уносимая нейтрино, не может быть уловлена. Кинетическая энергия продуктов реакции, попадающих в вещество теплоносителя, превращается в теплоту. Ядерное топливо в количестве 1 кг обеспечивает получение тепловой мощности 2000 кВт в течение года.

Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлических блоков, отличающихся высокой эффективностью использования нейтронов, хорошей теплопроводностью и высоким сопротивлением термическим ударам (внезапным изменениям теплового режима при выключении и включении реактора). Но твердое металлическое ядерное топливо имеет и ряд недостатков: низкую температуру плавления = 1133 °С, малую прочность, испытывает фазовые превращения при высокой температуре (до 600 °С), что не позволяет применять его в реакторах большой удельной мощности. Для устранения этих недостатков разрабатывают различные виды керамического ядерного топлива — двуокись урана U0₂ (t _пл = 2800 °С), карбид урана UC (t_пл = 2700 ^СС), силицид урана USi₂ (t _пл = 1700 °С) и др.

Помимо твердых на базе указанных выше делящихся материалов готовят жидкие и газообразные ядерные топлива или топливные суспензии и аэрозоли.