Общая химия. Избранные главы - Вольхин В.В.
ISBN 5-88151-282-0
Скачать (прямая ссылка):
50
200
100 150
Массовое число А Рис. 5.1. Зависимость энергии связи на один нуклон от массового числа нуклидов
250
5.3. Деление ядер и термоядерный синтез
Деление тяжелых ядер. Энергия связи на один нуклон для нуклидов урана составляет приблизительно 7,6 Мэв. Если продуктами деления ядер урана оказываются нуклиды элементов середины периодической таблицы, то разница энергий связи на один нуклон достигнет около 1,0 МэВ, что и составляет выигрыш энергии.
Проведем оценку выделившейся энергии для процесса деления ядер, содержащихся в 1 г 2J2U. 1 ядро 2J2U при делении выделяет следующую энергию:
1,0 МэВ • 235 нуклидов/ядро = 235,0 МэВ/ядро.
Число ядер в 1 г 2J2 U
(1 г/235 г-моль"1) ? 6,022•1O23ядер-моль^ = 2,563•1O21 ядер. Следовательно, выделившаяся энергия составит
2,563•1O21 ядер ? 235,0 МэВ/ядро • 10б эВПМэВ • 1,602-10~А9Дж/эВ = 9,60-1010Дж, или 26500 кВт-ч.
Таким образом, грубая оценка показывает, что 1 г «ядерного топлива» выделяет при делении ядер около 26500 кВт-ч энергии. Расчетная величина превышает фактическую примерно на 25 %. Но даже с учетом поправки 1 T2J25U эквивалентен по выделяемой энергии 2,5 т высококачественного каменного угля.
Деление ядер 2J2U под действием нейтронов обнаружили в 1939 г. в Германии О.Ган, Л.Мейтнер и Ф.Штрассман. Ядра распадаются на неравные части (осколки деления), и даже при наиболее вероятных типах деления образуются нуклиды с массовыми числами А между 95 и 139. Всего образуется более 260 изотопов 35 различных элементов. Примерами реакций деления ядер 2^и могут быть следующие:
92 ^ °
23SU + 1
m « 1 о
н —>
1^Ba-H ЦКг + 3,
и,
137Te+ 2Zn + 21 п.
Ядерные реакции
259
Очень важным представляется то, что на один затраченный на деление ядра нейтрон в результате деления выделяется 2-3 нейтрона. Среднее число нейтронов при делении ядер урана 2J2U равно 2,5. Увеличение числа нейтронов в ходе реакции деления ядер создает условия для осуществления цепной ядерной реакции.
Физика процесса деления ядер более сложна, чем может показаться на первый взгляд. Нейтроны, выделившиеся в процессе деления ядер, обычно имеют энергию более 2 МэВ. Такие нейтроны называются быстрыми. Но для процесса деления ядер предпочтительны медленные (тепловые) нейтроны с энергией <0,1 эВ, т.е. энергией, близкой по величине к энергии теплового движения молекул газа. Поэтому быстрые нейтроны замедляют, заставляя их многократно упруго сталкиваться с другими ядрами. Обмен энергией идет лучше в том случае, когда сталкиваются частицы, почти равные друг другу по массе. К тому же ядра замедлителя не должны поглощать нейтроны. Таким условием удовлетворяют вода (лучше тяжелая) и графит.
Было установлено также, что ядра поглощают нейтроны не в соответствии со своими реальными размерами, а для каждого вида поглощающих ядер проявляется некоторая эффективная поперечная площадь - ядерное сечение захвата нейтронов. Ядерное сечение выражают в барнах: 1 барн = КГ2 см2. Некоторые нуклиды, например Cd, обладают очень большими ядерными сечениями. Их специально используют для поглощения нейтронов, что позволяет регулировать ту долю выделившихся нейтронов, которая пойдет на продолжение цепной реакции деления. Продукты деления (осколки) также способны поглощать нейтроны (без деления ядер). Накопление их в делящемся материале понижает вероятность прохождения реакции деления вплоть до ее полного прекращения.
Как оказалось, в природе сохранился лишь один нуклид, а именно 2J2U5 ядра которого способны делиться под действием нейтронов. Способны делиться еще два нуклида - "4 Pu и 2^U, но они в природе не обнаружены, их получают с помощью ядерных реакций. Схемы реакций, используемые для их получения, приведены ниже.
-U+?».VSU U »,NpJ[J »Pu Л (5.16)
2,4-104.?'/»
»Tb+l»-»^Th? 1^U 4 »Th. (5.17)
1,6•I (Глин
В ходе последовательных превращений из нуклидов 2JJ U и 2JjTh, ядра которых не испытывают деления при поглощении нейтронов, можно получать делящиеся материалы - нуклиды 2JjPu и 2J2U. Поскольку в реакциях деления ядер на каждый поглощенный нейтрон вновь выделяется в среднем около 2,5 нейтрона, создается возможность накапливать (размножать) делящиеся материалы.
Ядерные реакторы. Нейтроны, выделившиеся в результате реакции деления ядер, не только расходуются на последующие акты деления, но и могут захватываться другими веществами или уходить за пределы пространства, занятого делящимся материалом. Поэтому в ядерном реакторе, с учетом потерь нейтронов, должна быть сосредоточена минимальная масса делящегося материала, обеспечивающая протекание самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления. Ее называют критической
260
В.В. Вольхин. Общая химия
массой. Величина критической массы зависит от вида делящегося материала, его чистоты, от типа замедлителя и от конструкции реактора.
Природный уран содержит лишь 0,7% 2J2U. Для использования в ядерном реакторе уран обогащают и доводят содержание нужного нуклида до 2 ... 3%. Процесс обогащения урана основан на разделении изотопов одного и того же элемента и является весьма дорогостоящим. Обогащение урана выше 2 - 3% по 2J2U считается оправданным только для специальных малогабаритных реакторов, например для реакторов подводных лодок. Обогащенный уран до сих пор остается основным видом топлива для ядерных реакторов, но в некоторых их типах в качестве ядерного топлива уже начинают использовать плутоний.
