Мерзликин Г.Я. Основы теории ядерных реакторов. Курс для эксплуатационного персонала АЭС
.pdfОСНОВЫ ТЕОРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Курс для эксплуатационного персонала АЭС
2
Содержание
|
Тема1. Физические основы получения ядерной энергии |
7 |
1.1. Строение вещества………………………………………………………………………………... |
7 |
|
1.2. Строение и характеристики атомов……………………………………………………………… |
8 |
|
1.3. Строение ядер и свойства ядерных сил…………………………………………………………. |
9 |
|
1.4. Энергия связи и устойчивость атомов…………………………………………………………… |
11 |
|
1.5. Закономерность и характеристики радиоактивного распада…………………………………... |
15 |
|
|
Тема 2. Нейтронные ядерные реакции |
19 |
2.1. |
Основные типы нейтронных реакций в ядерном реакторе…………………………………….. |
19 |
2.2. |
Особенности реакции деления и их практическое значение…………………………………... |
24 |
2.3. |
Основные характеристики нейтронных полей………………………………………………….. |
34 |
2.4. |
Скорости нейтронных реакций и их характеристики…………………………………………... |
42 |
|
Тема 3. Критичность реактора и условия её реализации |
50 |
3.1. |
Условия осуществления критичности реактора……………………………………………….. |
50 |
3.2. |
Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе………………………………………………. |
54 |
|
Тема 4. Характеристики структуры активных зон тепловых реакторов |
63 |
4.1. |
Ядерное топливо………………………………………………………………………………….. |
63 |
4.2. |
Замедлитель……………………………………………………………………………………….. |
64 |
4.3. |
Теплоноситель…………………………………………………………………………………….. |
65 |
4.4. Параметры структуры активных зон гетерогенных ядерных реакторов…………………….. |
66 |
|
|
Тема 5. Замедление нейтронов в реакторе и его размножающие свойства |
73 |
5.1. |
Общие начальные рассуждения…………………………………………………………………. |
73 |
5.2. |
Характеристики замедляющих свойств веществ……………………………………………….. |
74 |
5.3. |
Возраст нейтронов в среде……………………………………………………………………….. |
79 |
5.4. |
Уравнение возраста Ферми и его решение……………………………………………………… |
84 |
5.5. |
Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов…………………………………... |
90 |
5.6. |
Спектр Ферми в гомогенной непоглощающей среде…………………………………………... |
91 |
5.7. Время замедления нейтронов в среде активной зоны реактора……………………………….. |
94 |
|
|
Тема 6. Диффузия и размножающие свойства теплового реактора |
96 |
6.1. |
Закон диффузии тепловых нейтронов и длина диффузии……………………………………... |
97 |
6.2. Скорость утечки тепловых нейтронов из единичного объёма активной зоны……………….. |
102 |
|
6.3. Волновое уравнение Гельмгольца, уравнение критичности реактора и величина вероятно- |
|
|
|
сти избежания утечки тепловых нейтронов…………………………………………………….. |
103 |
6.4. Геометрический параметр цилиндрического реактора, поле тепловых нейтронов в нём…… |
106 |
|
|
Тема 7. Уран-235, плутоний-239 и размножающие свойства реактора |
115 |
7.1. |
Константа η……………………………………………………………………………………….. |
115 |
7.2. |
Коэффициент использования тепловых нейтронов……………………………………………. |
120 |
|
Тема 8. Уран-238 и размножающие свойства реактора |
136 |
8.1. |
Коэффициент размножения на быстрых нейтронах…………………………………………… |
136 |
8.2. |
Вероятность избежания резонансного захвата…………………………………………………. |
144 |
|
Тема 9. Критические размеры и нейтронное поле в реакторе с отражателем |
153 |
9.1. |
Отражатель теплового реактора…………………………………………………………………. |
153 |
9.2. |
Эффективная добавка ……………………………………………………………………………. |
157 |
9.3. Геометрический параметр и поле тепловых нейтронов в гомогенной цилиндрической ак- |
160 |
|
|
тивной зоне реактора с отражателем……………………………………………………………. |
|
9.4. Особенности нейтронного поля в гетерогенном реакторе с отражателем……………………. |
162 |
|
9.5. Показатели неравномерности нейтронного поля в реакторе и методы её снижения………... |
165 |
|
|
Тема 10. Температурные эффекты реактивности в энергетических реакторах |
175 |
10.1. Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности……………………... |
175 |
|
10.2. Условие устойчивости работы энергетического реактора на мощности…………………….. |
181 |
|
10.3. Чем определяется форма кривой ТЭР?…………………………………………………………. |
185 |
|
10.4. Условные составляющие ТЭР и ТКР…………………………………………………………… |
187 |
|
10.5. Мощностной ТЭР (ТКР) реактора………………………………………………………………. |
190 |
|
10.6. ТЭР (ТКР) теплоносителя……………………………………………………………………….. |
193 |
|
|
Тема 11. Элементарная кинетика теплового реактора |
199 |
11.1. Элементарное уравнение кинетики реактора…………………………………………………... |
199 |
|
11.2. Среднее время жизни поколения нейтронов в тепловом реакторе…………………………… |
208 |
|
11.3. Период реактора, время удвоения мощности и их взаимосвязь……………………………… |
210 |
|
|
Тема 12. Кинетика «холодного» реактора с учётом запаздывающих нейтронов |
215 |
12.1. Дифференциальные уравнения кинетики реактора с учётом запаздывающих нейтронов…. |
216 |
|
12.2. Переходные процессы при сообщении реактору отрицательной реактивности…………….. |
223 |
|
12.3. Переходные процессы при сообщении реактору положительной реактивности……………. |
226 |
|
12.4. Особенности переходных процессов при введении малых и больших реактивностей……... |
231 |
12.5. Как управляют реактором на малых уровнях мощности.…………………………………….. |
233 |
|
|
Тема 13. Основы кинетики подкритического реактора при его пуске |
238 |
13.1. Источники нейтронов в подкритическом реакторе……………………………………………. |
238 |
|
13.2. Устанавливающаяся в подкритическом реакторе плотность нейтронов…………………….. |
240 |
|
13.3. Переходные процессы при изменениях степени подкритичности реактора………………… |
244 |
|
13.4. Время установления плотности нейтронов после изменения степени подкритичности……. |
245 |
|
13.5. Процедура ступенчатого пуска и ядерная безопасность реактора…………………………… |
246 |
|
|
Тема 14. Понятия общего и оперативного запаса реактивности |
249 |
|
Тема 15. Уменьшение запаса реактивности с выгоранием ядерного топлива |
252 |
15.1. Дифференциальное уравнение выгорания урана-235………………………………………… |
252 |
|
15.2. Энерговыработка реактора……………………………………………………………………... |
253 |
|
15.3. Потери запаса реактивности с выгоранием топлива………………………………………….. |
254 |
|
15.4. Основные характеристики выгорания………………………………………………………….. |
255 |
|
|
Тема 16. Уменьшение запаса реактивности от шлакования ядерного топлива |
257 |
16.1. |
Количественные меры шлакования……………………………………………………………. |
257 |
16.2. Кинетика роста потерь запаса реактивности за счёт шлакования…………………………… |
258 |
|
|
Тема 17. Рост запаса реактивности с воспроизводством ядерного топлива |
262 |
17.1. Схема образования и убыли вторичного топлива…………………………………………….. |
262 |
|
17.2. Система дифференциальных уравнений воспроизводства плутония-239…………………… |
262 |
|
17.3. Рост запаса реактивности с воспроизводством плутония-239……………………………….. |
264 |
|
17.4. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива……………………………………………. |
264 |
|
|
Тема 18. Использование выгорающих поглотителей |
266 |
18.1. Характеристики наиболее распространённых выгорающих поглотителей…………………. |
266 |
|
18.2. Факторы, определяющие скорость выгорания ВП……………………………………………. |
266 |
|
18.3. Характер изменения реактивности при различных способах размещения ВП……………… |
268 |
|
18.4. Кривая энерговыработки активной зоны реактора……………………………………………. |
269 |
|
|
Тема 19. Отравление реактора ксеноном-135 |
271 |
19.1. Схема образования и убыли ксенона и уравнения отравления реактора ксеноном………… |
272 |
|
19.2. Стационарное отравление реактора ксеноном………………………………………………… |
273 |
|
19.3. Переотравление реактора ксеноном после останова («йодная яма»)………………………… |
278 |
|
19.4. Переотравления реактора ксеноном после изменения уровня мощности…………………… |
285 |
|
19.5. Расчёт изменения потерь реактивности за счёт отравления реактора ксеноном……………. |
288 |
|
|
Тема 20. Отравление реактора самарием-149 |
290 |
20.1. Схема образования и убыли самария и ДУ-ДУ отравления реактора самарием……………. |
290 |
|
20.2. Потери реактивности при стационарном отравлении реактора самарием…………………... |
291 |
|
20.3. Закономерность выхода реактора на стационарное отравление самарием………………….. |
292 |
|
20.4. Нестационарное переотравление самарием после останова («прометиевый провал»)……... |
293 |
|
20.5. Переотравление самарием после пуска длительно стоявшего реактора……………………... |
296 |
|
20.6. Нестационарное переотравление после изменения уровня мощности реактора……………. |
297 |
|
|
Тема 21. Эффективность стержня-поглотителя и группы поглотителей |
299 |
21.1. Действие вводимого в активную зону стержня-поглотителя…………………………………. |
299 |
|
21.2. Характеристика положения стержня-поглотителя в активной зоне………………………….. |
300 |
|
21.3. Понятие об интегральной и дифференциальной эффективности поглотителя……………… |
300 |
|
21.4. Эффективный радиус стержня-поглотителя…………………………………………………… |
301 |
|
21.5. Физический вес центрального стержня-поглотителя полной длины………………………… |
303 |
|
21.6. Физический вес нецентрального подвижного стержня-поглотителя………………………… |
304 |
|
21.7. Кривые интегральной и дифференциальной эффективности подвижных поглотителей…… |
305 |
|
21.8. Изменение реактивности реактора при перемещении подвижного поглотителя…………… |
308 |
|
21.9. Особенности характеристик укороченных стержней-поглотителей………………………… |
308 |
|
21.10. Интерференция подвижных стержней-поглотителей……………………………………….. |
310 |
|
21.11. Простейшие методы градуировки подвижных поглотителей………………………………. |
312 |
|
|
Тема 22. Борное регулирование ВВЭР |
318 |
22.1. |
Сущность борного регулирования……………………………………………………………... |
318 |
22.2. |
Характер изменения концентрации борной кислоты в 1 контуре при водообмене………… |
319 |
22.3. |
Эффективность борной кислоты……………………………………………………………….. |
321 |
22.4. Факторы, определяющие величину дифференциальной эффективности борной кислоты… |
325 |
|
Тема 23. Расчётное обеспечения ядерной безопасности ВВЭР при его эксплуатации |
327 |
|
23.1. Расчёт пусковой критической концентрации борной кислоты………………………………. |
327 |
|
23.2. Расчёт предельного расхода подпитки первого контура дистиллатом при пуске ВВЭР…... |
331 |
|
23.3. Время снижения концентрации борной кислоты до заданной величины…………………… |
336 |
|
23.4. Расчёт безопасного значения стояночной концентрации борной кислоты………………….. |
338 |
|
23.5. Расчёт времени достижения безопасной стояночной концентрации борной кислоты……. |
340 |
|
|
Литература |
|
ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ
А.Р. – анизотропия рассеяния. АЗ – аварийная защита.
аз – активная зона.
АР – автоматический регулятор.
АРМ – автоматический регулятор мощности. АЧС – абсолютно чёрный стержень.
ББС – борно-бериллиевый стержень.
БКР – барометрический коэффициент реактивности. БН – быстрые нейтроны.
БР – борное регулирование.
БРУ-СН (-К, -А) – быстродействующее редукционное устройство для сброса пара в конденсатор собственных нужд (в главный конденсатор, в атмосферу).
БС - бериллиевый стержень.
ВВРД – водо-водяной реактор с водой под давлением. ВВРК – водо-водяной реактор кипящего типа.
ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор. ВКВ – верхний концевой выключатель (ОР СУЗ). ВП – выгорающий поглотитель.
ВУГ – волновое уравнение Гельмгольца. ГБС – гадолиний-бериллиевый стержень. ГК – главный конденсатор.
ГУ – граничное условие (для получения частного решения дифференциального уравнения). ГЦН – главный циркуляционный насос.
ДП – деаэратор подпитки.
ДУ – дифференциальное уравнение. ДЭ – дифференциальная эффективность. ЗН – замедляющиеся нейтроны.
ЗпН – запаздывающие нейтроны. ЗР – запас реактивности.
ИЭ – интегральная эффективность. ЙЯ – йодная яма.
КД – компенсатор давления. КэВ – килоэлектронВольт. МгН – мгновенные нейтроны. МК – мгновенная критичность.
МКУМ – минимально контролируемый уровень мощности (реактора). МН – медленные нейтроны.
МэВ – мегаэлектронВольт.
МЭР (МКР) – мощностной эффект (коэффициент) реактивности. НКВ – нижний концевой выключатель (ОР СУЗ).
НП – нейтронное поле.
НУ – начальное (-ые) условие (-ия) для решения дифференциального уравнения. НФИ – нейтронно-физические измерения.
НФХ – нейтронно-физическая характеристика. НЦ – нейтронный цикл.
ОбЗР – общий запас реактивности.
ООСС – относительная обратная скорость счёта. ОпЗР – оперативный запас реактивности.
ОР СУЗ – органы регулирования системы управления и защиты. ПКУ – подкритический коэффициент умножения.
ПН – промежуточные нейтроны.
ПП– переходный процесс.
ПП– прометиевый провал.
ПТЭР (ПТКР) – плотностной температурный эффект (коэффициент) реактивности. РБ – радиационная безопасность РБМК – реактор большой мощности канальный РзН – резонансные нейтроны.
РУ – резонансный уровень.
СВО – система специальной водоочистки.
СВП – самовыгорающий поглотитель.
СДУКР – система дифференциальных уравнений кинетики реактора (с учётом ЗпН). СП – стержень-поглотитель.
СПУ – счётно-пусковая установка.
СЦРД – самоподдерживающаяся цепная реакция деления.
Т – абсолютная (выражаемая в Кельвинах) температура чего-либо. t – температура чего-либо, выражаемая в градусах Цельсия.
ТВС – тепловыделяющая сборка. твэл – тепловыделяющий элемент. ТК – топливная композиция.
ТКР – температурный коэффициент реактивности.
Тн – температура тепловых нейтронов («нейтронного газа»). ТН – тепловые нейтроны.
тн – теплоноситель.
ТТН – теплотехническая надежность (активной зоны). ТЭР – температурный эффект реактивности.
УВФ – уравнение возраста Ферми. УК – уравнение критичности реактора. УОЧ – уравнение «обратных часов». ФВ – физический вес (ОР СУЗ).
ЧС – чёрный стержень. эВ - электронВольт
ЭВМ – электронная вычислительная машина. ЭРИ – эффективный резонансный интеграл.
ЭУКР – элементарное уравнение кинетики реактора. ЭЯР – энергетический ядерный реактор.
ЯБ – ядерная безопасность.
ЯИЗН – ядра-излучатели запаздывающих нейтронов. ЯПЗН – ядра-предшественники запаздывающих нейтронов. ЯР – ядерный реактор.
ЯТ – ядерное топливо.
ЯТЭР (ЯТКР) – ядерный температурный эффект (коэффициент) реактивности.
Тема 1. Физические основы получения ядерной энергии |
7 |
Тема 1.
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ
1.1. Строение вещества
Все вещества состоят из молекул - частиц, каждая из которых определяет все фи- зико-химические свойства вещества.
Молекулы простых веществ (К, Не, О2, Н2, Мо,...) состоят из одного или несколь-
ких атомов одного химического элемента.
Молекулы сложных веществ (UO2, Н3ВО3, В4С, ...) состоят из атомов нескольких химических элементов.
Молекулы и составляющие их атомы различаются прежде всего по их массе. Для удобства сравнения массы различных молекул (атомов) принято измерять в относительных единицах, называемых атомными единицами массы (а.е.м.).
1 а.е.м. - это 1/12 часть массы изотопа атома углерода-12. В единицах системы СГС (которая чаще всего используется в нейтронно-физических расчетах) 1 а.е.м. эквивалентна 1.660567.10-24 г. Относительная масса молекулы или атома, выраженная в а.е.м., называется молекулярной (или атомной соответственно) массой и обозначается символом А.
Пространственную плотность молекул (атомов) в различных веществах принято оценивать величиной молекулярной (атомной) концентрации, то есть числом молекул (атомов), содержащихся в единице объёма вещества.
Опираясь на следствие закона Авогадро о том, что число молекул в 1 моле веще-
ства - величина постоянная (называемая числом Авогадро NА = 6.0221.1023 моль-1), мо-
лекулярная концентрация любого вещества легко рассчитывается по известным величинам плотности γ и молекулярной массы А вещества по формуле:
N = |
γ |
N A . |
(1.1) |
|
|||
|
А |
|
В единицах системы СГС размерность вычисленной по формуле (1.1) величины молекулярной концентрации – см -3, то есть молекул в 1 см3.
Таким образом, получается:
а) для простых веществ, каждая молекула которых содержит только один атом, молекулярная концентрация вещества по величине совпадает с атомной концентрацией и вычисляется по формуле (1.1);
б) для сложных веществ, каждая молекула которых содержит m сортов атомов различных химических элементов, молекулярная концентрация также находится по формуле (1.1), в которой молекулярная масса
m |
|
А = n1 A1 + n2 A2 + ... + ni Ai + ... + nm Am = ∑ni Ai , |
(1.2) |
i=1
находимая по правилам химии, представляет собой сумму масс всех компонентов молекулы вещества; (здесь ni - число атомов каждого компонента в молекуле вещества, а Ai - атомная масса i-го компонента);
Пример. Кристаллическая борная кислота H3BO3 плотностью γ = 1.28 г/см3 будет иметь относительную молекулярную массу:
А = 3Ан+1Ав+3Ао = 3. 1 + 1 .10.81 + 3 .16 = 61.81 а.е.м.,
а, следовательно, её молекулярная концентрация будет равна:
N = |
γ |
× N A = |
1.28 |
× 6.0221×1023 = 1.2471×1022 см-3. |
|
|
|||
|
A |
61.81 |
Тема 1. Физические основы получения ядерной энергии |
8 |
в) атомные концентрации компонентов сложных веществ находятся по общей формуле:
Ni = ni × N , |
(1. 3) |
где ni - число атомов i-го компонента в каждой молекуле вещества, а |
N - молекулярная |
концентрация вещества. |
|
Пример.
Вупомянутом выше примере борной кислоты:
-атомная концентрация водорода Nн= 3N = 3 .1.2471.1022 = 3.7413 .1022 см -3, т.к. в
каждой молекуле борной кислоты содержится по три атома водорода;
-атомная концентрация бора Nв = N = 1.2471 .1022 см -3, т.к. в молекуле борной кислоты содержится только один атом бора;
-атомная концентрация кислорода No= 3N = 3 . 1.2471 .1022 = 3.7413 .1022 см -3, т.к.
вкаждой молекуле борной кислоты по три атома кислорода.
г) атомные концентрации в простых многоатомных веществах, очевидно, можно рассматривать как частность случая (в) и находить по общей формуле (1.3).
Пример. Молекула йода (J2) содержит по два атома химического элемента йода, поэтому атомная концентрация йода в кристаллическом йоде плотностью γ = 4.9 г/см3 будет равна
N J |
= |
γ |
× N A × n = |
4.9 |
× 6.0221×1023 × 2 = 2.325 ×1022 см−3 . |
|
2 ×126.9 |
||||
|
|
A |
|
1.2. Строение и характеристики атомов
Атомы различных химических элементов отличаются, прежде всего по их массе, и атомная масса в какой-то мере определяет периодичность повторения химических свойств различных атомов. Однако массовое число A не является однозначной характеристикой всех свойств атомов любых веществ.
Действительной характеристикой, определяющей физико-химическую индивидуальность атома вещества, является его атомный номер (z) в открытой Д.И.Менделеевым Периодической Системе элементов. Называя атомный номер элемента z, мы фактически называем сам этот элемент, об атомах которого идёт речь.
Например, если z = 6, нам ясно, что речь идет об углероде (С), а если z = 92, это равносильно тому, что элемент назван ураном (U), и т.д.
Поэтому атомный номер элемента z - характеристика, равноценная принятому химическому символу атомов вещества.
Массовое число A и атомный номер z элемента - пара характеристик, пол-
ностью определяющих физико-химическую индивидуальность атомов любого вещества.
Атомная теория раскрывает физический смысл этих характеристик в следующих основных положениях:
а) Все атомы состоят из положительно заряженного ядра и обращающихся вокруг него отрицательно заряженных частиц - электронов.
б) Электрический заряд электрона qe = - 1.6022 .10-19 Кл - наименьший электри-
ческий заряд, обнаруженный экспериментально, и это дало повод назвать его элементарным зарядом, а заряды других частиц и структур на микроуровне - измерять в элементарных зарядах.
в) Атомный номер элемента z - есть не что иное, как суммарное количество
электронов в атоме.
г) Поскольку устойчивый атом любого химического элемента электронейтрален, отрицательный заряд электронных оболочек в атоме нейтрализуется равным по величи-
Тема 1. Физические основы получения ядерной энергии |
9 |
не положительным зарядом ядра. Поэтому другое представление об атомном номере состоит в том, что атомный номер химического элемента - это положительный за-
ряд ядра его атома, выраженный в величинах элементарных электрических зарядов (то есть в зарядах электрона).
д) Масса покоя одиночного электрона mе = 9.1095.10-28 г, что соответствует при-
близительно 5.486.10-4 а.е.м. Разница в порядках величин масс всего атома (от единицы до сотен а.е.м.) и электронов в нём (от 5.486.10-4 до величин порядка 10-2 а.е.м.), которая, как видно из приведенных цифр, составляет четыре порядка, приводит к выводу о том, что практически вся масса атома (более 99.9%) сосредоточена в его ядре.
е) Размеры атомов, найденные в экспериментах, выполненных по различным методикам, имеют порядок 10-8 см, а размеры ядер атомов - величины порядка 10-13 см.
Эти цифры свидетельствуют о том, что ядро занимает ничтожную часть объёма
атома.
Если под объёмом ядра понимать сферу, в пределах которой эффективно действуют ядерные силы, радиус этой сферы можно оценить по полуэмпирической формуле:
Rя ≈ 1.21.10-13 3 |
A |
, см, . |
(1.4) |
где А, а.е.м. - атомная масса элемента.
1.3. Строение ядер и свойства ядерных сил
1.3.1. Ядро любого атома имеет сложную структуру и состоит из частиц, назы-
ваемых нуклонами. Известно два типа нуклонов - протоны и нейтроны.
Протоны - нуклоны массой 1 а.е.м. с положительным зарядом, равным единице, то есть величине элементарного заряда (электрона).
Нейтроны - электронейтральные нуклоны массой 1 а.е.м.
*) Строго говоря, массы покоя протонов и нейтронов несколько отличаются: mр= 1.6726 .10-24 г mn= 1.67439 .10-24 г. Об этом различии - речь впереди.
1.3.2. Так как масса ядра практически равна A, заряд ядра - z, а массы протона и нейтрона практически равны, при таких представлениях следует принять как должное,
что ядро устойчивого электронейтрального атома состоит из z протонов и (A - z)
нейтронов. Следовательно, атомный номер элемента - есть не что иное как протонный заряд ядра атома, выраженный в единицах элементарного заряда электрона. Другими словами, z - это число протонов в ядре атома.
1.3.3. Наличие в ядре протонов (частиц с электрическим зарядом одного знака) вследствие кулоновских сил отталкивания между ними должно было бы привести к разлёту нуклонов. В реальности этого не происходит. Существование в природе множества устойчивых ядер приводит к выводу о существовании между нуклонами ядра более мощных, чем кулоновы, ядерных сил притяжения, которые, преодолевая куло-
новское отталкивание протонов, стягивают нуклоны в устойчивую структуру - ядро.
1.3.4. Размеры ядер атомов, определенные по формуле (1.4), есть величины порядка 10-13 см. Отсюда первое свойство ядерных сил (в отличие от кулоновых, гравита-
ционных и других) - короткодействие: ядерные силы действуют только на малых
расстояниях, сравнимых по величине с размерами самих нуклонов.
Даже не зная точно, что за материальное образование представляет собой протон или нейтрон, можно оценить их эффективные размеры как диаметр сферы, на поверхности которой ядерное притяжение двух соседних протонов уравновешивается их кулоновским отталкиванием. Эксперименты на ускорителях по рассеянию ядрами электронов позволили оценить эффективный радиус нуклона Rн ≈ 1.21 .10-13 см.
Тема 1. Физические основы получения ядерной энергии |
10 |
1.3.5. Из короткодействия ядерных сил вытекает второе их свойство, кратко име-
нуемое насыщением. Это означает, что любой нуклон ядра взаимодействует не со все-
ми другими нуклонами, а лишь с ограниченным числом нуклонов, являющихся его непо-
средственными соседями. Число таких соседей у нуклона не может быть больше 12.
1.3.6. Третье свойство ядерных сил - их равнодействие. Поскольку считается, что ядерные силы взаимодействия между нуклонами обоих видов являются силами одной природы, предполагается, что на расстояниях порядка 10-13 см два протона, два ней-
трона или протон с нейтроном взаимодействуют одинаково (разумеется, речь о ядерных взаимодействия; кулоновы силы отталкивания протонов при этом «выводятся за скобки», то есть не принимаются во внимание).
1.3.7. Протон в свободном состоянии (то есть вне атомных ядер) стабилен.
Нейтрон в свободном состоянии длительно существовать не может, он претерпевает распад на протон, электрон и антинейтрино с периодом полураспада T1/2 = 11.2 мин. по схеме:
о1 n → 11p + − e +ν~.
*) Антинейтрино (ν~ ) - электронейтральная частица материи с нулевой массой покоя.
1.3.8. Итак, любое ядро считается полностью индивидуализированным, если известны две его основные характеристики - число протонов z и массовое число A, поскольку разница (A - z) определяет число нейтронов в ядре. Индивидуализированные ядра атомов принято в общем случае называть нуклидами.
Среди множества нуклидов (а их в настоящее время известно более 2000 - естественных и искусственных) есть такие, у которых одна из двух упомянутых характеристик одинакова, а другая – различна по величине.
Нуклиды с одинаковым z (числом протонов) называют изотопами. Поскольку атомный номер определяет в соответствии с Периодическим Законом Д.И.Менделеева индивидуальность только химических свойств атома элемента, об изотопах всегда говорят со ссылкой на символ соответствующего им химического элемента в Периодической Системе.
Например, 233U, 234U, 235U, 236U, 238U, 239U - все это изотопы урана, который в Периодической Системе элементов Д.И.Менделеева имеет порядковый номер z = 92.
Изотопы любого химического элемента, как видим, имеют равное число
протонов, но различные числа нейтронов.
Нуклиды равной массы (A), но с различными зарядами z называют изобарами.
Изобары, в отличие от изотопов, - нуклиды различных химических элементов.
Примеры: 115 B и 114 C - изобары нуклидов бора и углерода; 37 Li и 47 Be - изобары нуклидов лития и бериллия; 13553 J , 13554 Xe и 13555 Сs - также являются изобарами йода, ксенона и цезия соответственно.
1.3.9. Из формулы (1.4) можно оценить плотность нуклонов в ядрах и массовую плотность ядерного вещества. Если считать ядро сферой с радиусом R и количеством нуклонов в ее объёме, равным A, число нуклонов в единице объёма ядра найдётся как
Nн = A/Vя = 3А/4πR3 = 3А/4π(1.21 .10-13A 1/3)3 = 1.348 .1038 нукл/см3,
а, так как масса одного нуклона равна 1 а.е.м. = 1.66056.10-24 г, то плотность ядерного вещества будет
γяв = Nнmн = 1.348 .1038 .1.66056 .10-24 = 2.238 .1014 г/см3.= 223.8 Мт/см3
Порядок приведенного расчёта свидетельствует о том, что плотность ядерного
вещества одинакова в ядрах всех химических элементов.