1) Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения.Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёткинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 10⁷ K из-за очень большой высотыкулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах 1 — Управляющий стержень; 2 — Радиационная защита; 3 — Теплоизоляция; 4 — Замедлитель; 5 — Ядерное топливо; 6 — Теплоноситель.

[Править]Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

• Активная зона с ядерным топливом и замедлителем;

• Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;

• Теплоноситель;

• Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита;

• Радиационная защита;

• Система дистанционного управления.

[Править]Физические принципы работы

См. также основные статьи:

• Коэффициент размножения нейтронов

• Реактивность ядерного реактора

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

• k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;

• k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;

• k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

•  есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма.

• k₀ — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k₀, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k₀ < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k₀ определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k₀ для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

• μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

• φ — вероятность избежать резонансного захвата;

• θ — коэффициент использования тепловых нейтронов;

• η — выход нейтронов на два поглощения.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵U эта масса равна 0,8 кг, для ²³⁹Pu - 0,5 кг^{[источник не указан 880 дней]}. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг^{[источник не указан 880 дней]}, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает ²⁵¹Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К_∞ —  1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, ²⁵²Cf или других веществ.

2) Цепна́я я́дерная реа́кция — последовательность единичных ядерных реакций, каждая из которых вызывается частицей, появившейся как продукт реакции на предыдущем шаге последовательности. Примером цепной ядерной реакции является цепная реакция деления ядер тяжёлых элементов, при которой основное число актов деления инициируется нейтронами, полученными при делении ядер в предыдущем поколении.

Возможность осуществления цепной реакции деления и ее параметры определяются ядерно-физ. Влияние свойств среды можно изучать независимо, введя представление о бесконечной ( бесконечно протяженной) среде. При этом подразумевается, что нейтроны данного поколения исчезают как при поглощении с последующим делением ядра, так и в результате радиац. Вторичные нейтроны деления относятся к след, поколению. Время жизни нейтронов одного поколения весьма мало ( 10 э - 10 5 с в тепловых Я. [2]

Большое значение в ядерной энергетике приобретает не только осуществление цепной реакции деления, но и управление ею. Устройства, в которых осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления, называются ядерными реакторами. В активной зоне реактора расположены тепловыделяющие элементы / и замедлитель 2, в котором нейтроны замедляются до тепловых скоростей. Тепловыделяющие элементы ( твэлы) представляют собой блоки из делящегося материала, заключенные в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. Активная зона окружается отражателем 4, уменьшающим утечку нейтронов. [3]

Большое значение в ядерной энергетике приобретает не только осуществление цепной реакции деления, но и управление ею. Устройства, в которых осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления, называются ядерными реакторами. [4]

Объясните, почему добываемый в природных условиях уран непригоден для осуществления цепной реакции деления, а полученный при разделении его изотопов уран-235 можно использовать в качестве расщепляющегося горючего в цепной ядерной реакции. [5]

Получение ядерной энергии для практического использования возможно лишь при условии осуществления цепной реакции деления. Принцип цепной реакции прост и основан на том, что при каждом акте ядерного деления, вызванного нейтроном, возникает один или больше новых нейтронов; при этом не меньше чем один такой нейтрон должен вызывать новое деление. Для развития цепной реакции необходимо, чтобы отношение числа новых нейтронов, полученных при делении в элементе объема вещества, к числу нейтронов, первоначально присутствовавших в этом элементе объема, было не меньше единицы. Это отношение называется коэффициентом размножения k & и является важнейшей характеристикой цепной реакции. [6]

Этот процесс приводит к размножению нейтронов, что в свою очередь делает возможным осуществление цепной реакции деления. Отметим здесь же, что / - излучение при / 3-распаде отклоняется электрическим и магнитным полями; при этом его ионизирующая способность значительно меньше ( на два порядка), а проникающая способность гораздо больше, чем у а-частиц. [7]

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО - вещество, к-рое может быть использовано в ядерном реакторе для осуществления цепной реакции деления ядер. В качестве сырьевых материалов могут использоваться 238U и z n для образования 238Ри и 233U - новых горючих, отсутствующих в природе. Иногда термин ядерное горючее применяют в качестве синонима Я. [8]

Испускаемые при делении ядер вторичные нейтроны могут вызвать новые акты деления, что делает возможным осуществление цепной реакции деления - ядерной реакции, в которой частицы, вызывающие реакцию, образуются как продукты этой реакции. Цепная реакция деления характеризуется коэффициентом размножения k нейтронов, который равен отношению числа нейтронов в данном поколении к их числу в предыдущем поколении. [9]

Испускаемые при делении ядер вторичные нейтроны могут вызвать новые акты деления, что делает возможным осуществление цепной реакции деления - ядерной реакции, в которой частицы, вызывающие реакцию, образуются как продукты этой реакции. Цепная реакция деления характеризуется коэффициентом размножения k нейтронов, который равен отношению числа нейтронов в данном поколении к их числу в предыдущем поколении. [10]

3) Ядерный топливный цикл включает в себя производство ядерного топлива, подготовку его к использованию в ядерных реакторах и утилизацию отработанного ядерного топлива, т.е. описывает тот путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому оно его покидает. В ядерной энергетике существует два принципиально разных топливных цикла: разомкнутый (открытый) и замкнутый. Открытый ядерный цикл, которого придерживаются в США, Канаде, Швеции, подразумевает окончательное захоронение отработанного ядерного топлива в специальных подземных хранилищах без какой-либо перспективы его дальнейшего использования. В замкнутом топливном цикле отработанное ядерное топливо сначала выдерживается в хранилищах для снижения его радиоактивности, а затем может быть переработано для получения из него нового свежего ядерного топлива. Замкнутый топливный цикл является более эффективной системой с максимальным использованием добываемого природного урана.

Если не создавать ядерноэнергетические установки на быстрых нейтронах и не переходить на замкнутый топливный цикл, а оставаться с реакторами на тепловых нейтронах, то нужно признать, что ядерная энергетика как глобальный долгосрочный энергоисточник не состоялась. Энергия, которая может быть получена в ядерноэнергетических установках на тепловых нейтронах при использовании известных запасов ядерного топлива, одного порядка величины с энергией, которую можно получить при сжигании разведанных запасов нефти и природного газа. Однако сложность и потенциальная опасность ядерной энергетики выше по сравнению с электростанциями, сжигающими нефтепродукты и природный газ. Это ставит под сомнение необходимость широкого использования атомной энергетики.

4) Как следует из теории составного ядра, минимальное значение энергии составного ядра  равно энергии связи нейтрона в этом ядре  , которая существенно зависит от чётности числа нейтронов в ядре: энергия связи чётного нейтрона гораздо больше энергии связи нечётного при приблизительно равных массовых числах ядра. Сравним значения барьера деления для тяжёлых ядер и энергии связи нейтрона в тяжёлых ядрах (наиболее важных с практической точки зрения):

Ядро	, МэВ	Ядро	, МэВ
232Th	5,9	233Th	4,79
233U	5,5	234U	6,84
235U	5,75	236U	6,55
238U	5,85	239U	4,80
239Pu	5,5	240Pu	6,53

Следует отметить, что в таблице для энергии связи приведены ядра, образующиеся путём присоединения нейтрона к ядрам из таблицы для порога деления, однако величина барьера деления слабо зависит от массового числа и состава ядра, поэтому такое качественное сравнение допустимо.

Сравнение величин из этих таблиц показывает что для разных ядер:

• , это означает, что деление возможно нейтронами с любой сколь угодно малой кинетической энергией. К этой группе относятся ядра с нечётным числом нейтронов (присоединяемый нейтрон — чётный): ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu, которые принято называть делящимися;

• , это означает, что деление возможно лишь нейтронами с кинетической энергией, превышающей некое пороговое значение. К этой группе относятся ядра с чётным числом нейтронов (присоединяемый нейтрон — нечётный): ²³²Th, ²³⁸U, которые называют пороговыми. Значение пороговых энергий примерно равны 1,2 МэВ для ²³²Th и 1 МэВ для ²³⁸U.

Для других, не указанных в таблице, ядер ситуация аналогичная — ядра с нечётным числом нейтронов делящиеся, с чётным — пороговые. Пороговые ядра не могут служить основой цепной ядерной реакции деления.

Из пяти рассмотренных выше ядер только три имеются в природе: ²³²Th, ²³⁵U, ²³⁸U. Природный уран содержит примерно 99,3 % ²³⁸U и лишь 0,7 % ²³⁵U. Другие делящиеся ядра, ²³³U и ²³⁹Pu, могут быть получены искусственным путём. Практические способы их получения основаны на использовании пороговых ядер ²³²Th и ²³⁸U по следующим схемам:

В обоих случаях процесс радиационного захвата приводит к образованию радиоактивных ядер. После двух последовательныхβ⁻-распадов образуются делящиеся нуклиды. Промежуточные ядра имеют достаточно малые периоды полураспада, что позволяет использовать эти способы на практике. Образовавшиеся делящиеся ядра также радиоактивны, но их периоды полураспада настолько велики, что ядра можно рассматривать как стабильные при использовании в ядерных реакторах.

В связи с возможностью получения делящихся ядер из пороговых, встречающихся в природе, ²³²Th и ²³⁸U, последние принято называть воспроизводящими. Современные знания о нуклидах позволяют предполагать, что будущее ядерной энергетикисвязано именно с превращением воспроизводящих материалов в делящиеся^[34][35].

5) При ядерном делении урана и плутония образуется сложная смесь свыше 200 ради-

онуклидов средней части Периодической таблицы Д. И. Менделеева. Основную часть

составляют радионуклиды с массовыми числами 95¥103 и 130¥144 (от цинка до гадоли-

ния). Радионуклиды характеризуются разными сроками жизни и токсичностью. Выход

каждого радионуклида в реакциях деления урана и плутония зависит от делящегося

¤E-mail address: vasilenko@depni.sinp.msu.ru

1материала, энергии нейтронов, вызывающих деление, и меняется от радиоизотопа к ра-

диоизотопу от десятков тысячных до единиц процента. Активность ПЯД огромна. Так

через минуту после взрыва она достигает A¯ » 4 ¢ 1018 Бк на тонну мощности взрыва,

активность °-излучения примерно в 2,5 раз ниже.

Основную часть активности молодых ПЯД составляют короткоживущие радио-

нуклиды со сроками жизни от нескольких секунд до нескольких суток. Активность

молодых ПЯД в процессе распада радионуклидов быстро снижается. В результате рас-

пада радиоизотопы превращаются в стабильные элементы. В среднем каждый осколок

деления претерпевает три последовательных распада прежде чем перейдёт в стабильное

нерадиационное состояние. Уменьшение активности во времени происходит по закону

Вэя-Вигнера A » t

¡n

. Значение показателя n для практических расчётов принимается

равным 1,2.

Физический распад радионуклидов приводит к изменению радиоизотопного состава

продуктов, средней энергии излучаемых ПЯД ¯-частиц и °-квантов, процессов метабо-

лизма при поступлении продуктов в организм человека, характера облучения и токсич-

ности, клинических особенностей поражения и формирования отдалённой патологии.

В таблице 1 приведено содержание наиболее биологически значимых радионуклидов.

Радиоактивное загрязнение внешней среды при ядерных взрывах в основном обу-

словлено ПЯД. Другим источником загрязнения являются радионуклиды наведён-

ной активности, образующиеся в результате захвата нейтронов различными элемен-

тами, входящими в состав конструкции боеприпаса, грунта, воды и других элементов,

окружающих место взрыва. Особенно большое значение наведённая активность имеет

при взрыве термоядерных зарядов. Наибольшее внимание из радиоизотопов наведённой

активности привлекают 24Na,

42K,

14C,

3H. Источником загрязнения является также

неразделившаяся часть заряда урана и плутония.

Наземные, подземные (со вскрытием котловой полости) взрывы характеризуются

интенсивным загрязнением в ближней зоне выпадения радионуклидов, особенно при

взрыве комбинированных зарядов при реакциях: деление ! синтез ! деление (деление

233;235U,

239Pu! синтез лёгких ядер ! деление ядер 238Uбыстрыми нейтронами).

Носителями активности являются аэрозоли, образующиеся при конденсации ра-

диоактивных и нерадиоактивных продуктов. Размеры частиц варьируют в широких

пределах от тысячных долей микрона до нескольких миллиметров. Более крупные ча-

стицы образуются при наземных и подземных взрывах (со вскрытием котловой поло-

сти). Физико-химические характеристики аэрозолей зависят от вида взрыва (наземный,

воздушный, подземный, подводный). Важным параметром, определяющим миграцию

аэрозолей во внешней среде и их биологическую доступность для растений и животных,

включая человека, является их растворимость, т.е. переход радионуклидов из частицы

в раствор.

После образования облака движение аэрозолей определяется перемещением их вме-

сте с воздушными потоками и осаждением на Землю под действием гравитации. Оса-

ждение микронных частиц связано в основном с турбулентностью атмосферы и захва-

том их атмосферными осадками.