Источники нейтронов − это различные ядерные реакции.
1. Используется смесь радия с бериллием (иногда полония с бериллием), где
протекает реакция
2. Другие источники нейтронов − фотоядерные реакции (γ,n), в которых
получаются медленные и монохроматические нейтроны.
Самый мощный источник нейтронов − ядерные реакторы − устройства, в которых
поддерживается управляемая цепная реакция деления.
В реакторе происходит деление ядер U и образуются нейтроны с Еn от 0 до
13 МэВ, интенсивность источника 1019 нейтронов/с см2. Процесс деления идет под
действием нейтронов, беспрепятственно проникающих в ядра из-за отсутствия
кулоновского потенциального барьера.
При делении ядра образуются радиоактивные осколки и испускается 2-3
n, которые снова вступают в реакцию с ядрами U; идет цепной процесс (рис. 89).
n + 235U → 236U → 139La +
95Мо + 2n
Рис. 89: Иллюстрация деления ядра 235U.
Для описания процесса деления 235U используется модель жидкой капли, в
которой работает формула Вайцзеккера. После попадания нейтрона в ядро урана
происходит конкуренция между поверхностной энергией нового ядра и энергией
кулоновского расталкивания. В итоге под действием кулоновских сил ядро делится
на два более легких ядра.
Энергия Q, освобождающаяся при делении ядра (A,Z)
(A,Z) → 2(A/2,Z/2) + Q,
вычисляется с использованием формулы Вайцзеккера
Q = 2ε(A/2,Z/2) − ε(A,Z) = (1 − 21/3)·асим·A2/3 + (1 − 22/3)·акул·Z2·A-1/3;
Q (МэВ) = -4.5A2/3 + 0.26·Z2A-1/3, ε −
удельная энергия связи: Есв/А. Для ядра 235U Q
= 180 МэВ.
Рис. 90: Потенциальная энергия ядра в зависимости от расстояния до центра
ядра (сплошная кривая), E0 −
основное состояние, E0
+ Еа − возбужденное состояние, Еа
− энергия активации. |
Для того, чтобы ядро разделилось, в него должна быть внесена энергия Е >
Еа, где ЕаРис. 90: Потенциальная энергия ядра в зависимости от расстояния до центра
ядра (сплошная кривая), E0 −
основное состояние, E0
+ Еа − возбужденное состояние, Еа
− энергия активации
(рис. 90).
Мерой способности ядер к делению служит отношение энергии кулоновского
отталкивания протонов к энергии поверхностного натяжения:
где Z2/A − параметр деления, чем он больше, тем легче
ядро делится; Z2/A = 49 критическое значение параметра деления.
Иллюстрация процесса
деления ядра приведена на рис. 91.
В ядерном реакторе процесс деления ядер
многократно повторяется в результате образования многих поколений деления. В 1-м
акте деления 235U возникает в среднем 2.4 нейтрона. Время жизни одного поколения
~ 10 с. Если происходит рождение K поколений, то образуется ~ 2K нейтронов через
время ~ 2·10-6 с. Если K = 80, число нейтронов будет 280 ~ 1024
− это приведет к
делению 1024 атомов (140 г урана). Выделяющаяся при этом энергия 3·1013 вт равна
энергии, образующейся при сжигании 1000 тонн нефти.
Рис. 91: Процесс деления ядра, протекающий в ядерном реакторе.
В реакциях деления энергия выделяется в виде тепла. Отвод тепла из реактора
осуществляется теплоносителем, к которому предъявляются особые требования. Он
должен обладать большой теплоемкостью, слабо поглощать нейтроны и иметь низкую
химическую активность. Не будем обсуждать конструктивные особенности элементов
ядерного реактора. Заметим только, что при попадании тепловых нейтронов на
ядро 235U образуются быстрые нейтроны, а реакция идет только на медленных нейтронах.
Следовательно, необходимо замедлить быстрые нейтроны. Это происходит в
замедлителе. В качестве замедлителя используется углерод или тяжелая вода.
Остановка процесса деления реализуется с помощью ядер кадмия, которые
захватывают образующиеся нейтроны. Таким образом, в конструкцию ядерного
реактора обязательно входит замедлитель нейтронов (углерод) и кадмиевые стержни,
поглощающие образующиеся нейтроны.
В реакторах используется природный уран 238U (99.3%) и обогащенный
235U
(0.7%). 235U делится под действием тепловых нейтронов. 238U используется в
реакторах на быстрых нейтронах.
Процессы, происходящие в реакторе, характеризуются следующими
вероятностями:
ν − количество образованных быстрых нейтронов;
ε − коэффициент размножения быстрых нейтронов;
Р − вероятность нейтрону дойти до тепловой энергии;
ƒ − вероятность захвата нейтрона в процессе замедления;
σt/σtot − вероятность вызвать реакцию деления.
Произведение этих вероятностей дает оценку коэффициента размножения k тепловых нейтронов в ядерном реакторе:
Цепная реакция идет, если k > 1; входящие в коэффициент размножения
величины имеют следующие значения: ν = 2.47; ε = 1.02; Р = 0.89; ƒ = 0.88; σt/σtot =
0.54.
Таким образом, k∞ = 1.07 для реактора бесконечных размеров. В реальных
условиях кэф < k∞, т.к. часть нейтронов уходит из реактора.
В реакторах на быстрых нейтронах (239Ри и 238U) происходит следующий
процесс:
В результате этой реакции воспроизводится 239Рu. Образовавшийся плутоний вступает в реакцию с нейтроном:
n + 239Рu, образуется ν = 2.41 нейтронов.
Число ядер 239Ри удваивается через каждые 7-10 лет.
Реакция деления атомных ядер используется для получения атомной энергии.
Ядерные реакторы работают на многих атомных электростанциях.
11.6 Реакции слияния, синтез легких ядер
Другим источником атомной энергии может служить синтез легких атомных ядер.
Легкие ядра связаны менее прочно, и при их слиянии в тяжелое ядро выделяется
больше энергии. Кроме того, термоядерные реакции чище из-за отсутствия
сопровождающих их радиоактивных излучений, чем цепные реакции деления.
Для получения термоядерной энергии могут быть использованы следующие реакции
синтеза:
d + d = 3He + n + 4 МэВ,
d + d = t + р + 3.25 МэВ,
d + t = 4Не + n + 17.б МэВ,
3Не + d = 4Нe + р + 18.3 МэВ,
6Li + 2di
= 2 4Не + 22.4 МэВ. J
Рис. 92: Зависимость эффективного сечения слияния ядер от их кинетической
энергии. σƒ − сечение реакции. |
Энергия ядер, вступающих в реакцию, должна быть достаточной для преодоления
кулоновского потенциального барьера. На рис. 92 показана энергетическая зависимость сечений некоторых реакций. Как видно из рисунка,
синтез ядер дейтерия d и трития t является наиболее предпочтительным. В этой
реакции синтеза низок кулоновский потенциальный барьер и велико сечение
взаимодействия при малых энергиях сливающихся ядер. Для протекания реакции
необходимо иметь достаточную концентрацию этих ядер в единице объема и
достаточную температуру разогретой плазмы.
Число актов слияния Rab в единицу времени в единице объема определяется
соотношением
Rab = na·nb·wab(T).
wab(T) = σab·vab,
где na, nb − число ядер a, b; σab − эффективное сечение реакции,
vab −
относительная скорость частиц в плазме, Т − температура. В результате реакции
освобождается энергия
W = Rab·Qab·τ,
где Rab − число актов слияния, Qab − энергия, выделившаяся в 1 акте, τ − время.
Пусть na = nb = 1015 ядер/см3, Т = 100 кэВ. Тогда W ~ 103 вт/см3 с.
В самоподдерживающейся термоядерной реакции должно выделяться больше энергии,
чем идет на нагрев и удержание плазмы. Затраты на нагрев na = nb
= 2n частиц до
температуры Т: 3n·kТ: k − постоянная Больцмана. Таким образом, надо
удовлетворить условию:
n2·wab·Qab·τ > 3nkТ
(высвобождающаяся энергия > энергии нагрева).
Лоусон сформулировал следующее условие для реакции слияния d + t:
nτ > 1014 с·см-3,
где nτ − параметр удержания. На рис. 93 показана зависимость этого параметра
от температуры. Реакция идет, если nτ > ƒ(T). Температура Т ~ 2·108
K соответствует энергии 10 кэВ. Минимальное значение параметра удержания nτ = 1014
с/см3 для реакции d + t достигается при температуре 2·108
K.
Рис. 93: Зависимость параметров удержания от температуры. Заштрихованная
область ƒ(Т) − зона управляемого термоядерного синтеза для реакции d + t. • −
значения параметров, достигнутые на различных установках к 1980 году.
Для других реакций:
Удержание плазмы, имеющей необходимые условия для протекания реакции,
реализуется в установках типа Токамак с помощью магнитного поля. Такие установки
работают в России и в ряде других стран. Как видно из рис. 93, режим управляемого термоядерного синтеза пока не
достигнут.
Делаются попытки получить необходимые для термоядерного синтеза условия с
помощью лазерных установок. В этом случае небольшой объем, в котором заключены
ядра дейтерия и трития, обжимается со всех сторон лазерным излучением. При этом
ядра дейтерия и трития нагреваются до нужной температуры. Лазерный термояд
требует введения коэффициента 100, т.к. велика бесполезная энергия, идущая на
накачку лазера.
Попытки осуществить управляемый термоядерный синтез в лабораторных условиях
наталкиваются на ряд трудностей.
- 1. До сих пор не удается получить устойчивый режим высокотемпературной
плазмы.
- 2. Велики энергетические потери в плазме даже из-за малых концентраций
примесей атомов с большими Z.
- 3. Не решена "проблема первой стенки" в Токамаке, ограничивающей плазму
реактора (поток нейтронов ее разрушает).
- 4. В природе отсутствует радиоактивный тритий t с периодом полураспада
Т1/2 = 12.5 лет, поэтому существует проблема воспроизводства трития в
реакции
n + 7Li = α + t + n.
До сих пор не удалось преодолеть эти трудности и получить управляемую
термоядерную реакцию синтеза.
В естественных условиях реакции термоядерного синтеза протекают на Солнце и в
звездах.
Литература
- 1. Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. -М.: Наука, 1972.
- 2. Капитонов И.М. Введение в физику ядра и частиц. -М.: УППС, 2002.