Семинар 12. Деление ядер

    На устойчивость атомного ядра влияют два типа сил:

  • короткодействующие силы притяжения между нуклонами,
  • дальнодействующие электромагнитные силы отталкивания между протонами.

    С увеличением массы и размера ядра кулоновское отталкивание приводит к уникальному явлению – ядро может разделиться на два сравнимых по массе осколка. Неустойчивость атомного ядра по отношению к делению описывается параметром делимости  Z2/А.

12.1. Процесс деления атомных ядер
12.2. Энергия деления
12.3. Продукты деления
12.4. Механизм деления
12.5. Деление естественной смеси изотопов урана
12.6. Цепная реакция деления
12.7. Ядерный реактор
12.8. Ядерный взрыв
          Задачи

12.1. Деление атомных ядер

    Делением атомных ядер называют их распад на два осколка сравнимой массы. Деление может быть самопроизвольным (спонтанным) или вынужденным, вызванным взаимодействием с налетающей частицей.

Характеристики распадов некоторых ядер

Изотоп Период полураспада по каналу
спонтанного деления, лет
Период полураспада по каналу
α-распада, лет
232Th 1.3·1018 1.41·1010
235U 1.9·1017 7.03·108
238U 5.9·1015 4.68·109
238Pu 4.9·1010 87.7
239Pu 5.5·1015 2.41·104
240Pu 1.3·1011 6.56·103
242Pu 7.0·1010 3.73·105
241Am 2.3·1014 432.7

    Деление энергетически выгодно для тяжёлых ядер и является основным источником ядерной энергии. При этом энерговыделение составляет величину ≈1 МэВ на один нуклон делящегося вещества или 1014 Дж/кг, что на много порядков превосходит энерговыделение всех других освоенных человеком источников энергии.

12.2. Энергия деления

    При делении тяжёлых ядер выделяется энергия, что следует из зависимости удельной энергии связи ε = W(A, Z)/А от массового числа A. При делении тяжёлого ядра образуются более лёгкие ядра, в которых нуклоны связаны сильнее, и часть энергии высвобождается.
    Для случая, когда ядро делится на два одинаковых осколка А1 = А2 = А/2 и Z1 = Z2 = Z/2, пренебрегая незначительной энергией спаривания ζA-3/4 и полагая Z(Z–1) ≈ Z2, из формулы Вайцзеккера для энергии связи ядра получаем:

Едел  = 2W(A/2, Z/2) − W(A,Z) ≈
≈ [Eпов(A,Z) + Eкул(A,Z)] − 2[Eпов(A/2,Z/2) + Eкул(A/2,Z/2)] ≈
≈ β[A2/3 − 2(A/2)2/3] + γ[Z2/A1/3 − 2(Z/2)2/(A/2)1/3] ≈ 0.37γZ2/A1/3 − 0.26βA2/3.

    Деление энергетически выгодно (Eдел > 0) в том случае, когда (0.37γZ2/A1/3 − 0.26βA2/3) > 0, т. е. когда

Величина Z2/A называется параметром делимости. Z2/A > 17 для ядер с А > 90.

12.3. Продукты деления

    Распределение энергии деления 235U тепловыми нейтронами

Кинетическая энергия осколков

~167 МэВ

Мгновенные нейтроны деления ~5 МэВ
Электроны бета-распада ~5 МэВ
Антинейтрино бета-распада ~10 МэВ
Мгновенные гамма-кванты ~7 МэВ
Гамма-излучение продуктов деления ~6 МэВ

Всего    

~200 МэВ
Рис.8
Рис. 12.1. Массовое распределение осколков деления 235U тепловыми нейтронами.

   Характерной особенностью деления изотопов урана является то, что осколки, как правило, существенно различаются по массам, т. е. преобладает асимметричное деление. С учётом испускания двух мгновенных нейтронов, один из каналов реакции деления 235U имеет вид

n + 235U → 236U → 95Sr + 139Xe + 2n.

Распределение по массам осколков деления показано на рис. 12.1. Осколки деления образуются в широком диапазоне A = 72–161 и Z = 30–65.
    Асимметричное деление объясняется влиянием оболочечной структуры ядра. Ядро стремится разделиться таким образом, чтобы основная часть нуклонов осколка образовала устойчивый магический остов.

    Осколки деления в момент образования сильно перегружены нейтронами и испытывают последовательный β--распад, причем заряд первичного осколка может увеличиваться на 4–6 единиц.

 .

Рис.14
Рис. 12.2. Энергетический спектр нейтронов, испущенных при делении тепловыми нейтронами ядра 235U.

    Восстановление характерного для средних ядер
A = 90–150 соотношения числа нейтронов и протонов происходит также за счёт вылета мгновенных нейтронов деления. В среднем в каждом акте деления за время ~ 4·10-14 с испускается 2–3 мгновенных нейтрона. Энергетический спектр нейтронов непрерывный с максимумом около 1 МэВ (рис. 12.2). Испускание более одного нейтрона в каждом акте деления дает возможность получать энергию за счет цепной ядерной реакции деления.
    Небольшая доля (≈ 1%) нейтронов испускается с некоторым запаздыванием (от нескольких миллисекунд до нескольких минут) относительно момента деления − запаздывающие нейтроны.

12.4.   Механизм деления

    Поверхностная и кулоновская энергии изменяются при отклонениях формы исходного ядра от сферической. Если ядро принимает форму вытянутого эллипсоида вращения, то при условии, что объём ядра не изменяется (ядерная материя практически несжимаема), величины малой a и большой b осей ядерного эллипсоида:

    b = R(1 + ε),

где R − радиус исходного ядра, а ε − малый параметр.
    Поверхностная и кулоновская энергии ядерного эллипсоида:

  

    Изменение полной энергии ядра при переходе от сферической формы к эллипсоиду определяется соотношением

Барьер деления возникает при ΔE > 0, т. е. при Z2/А < 2β/γ ≈ 48.
Высота барьера деления тем меньше, чем больше параметр деления Z2/А.


Рис. 12.3. Зависимость формы и высоты потенциального барьера, а также энергии деления от величины параметра Z2/A. Двусторонняя вертикальная стрелка показывает высоту барьера деления.

12.5. Деление естественной смеси изотопов U

    В естественной смеси изотопов U на тепловых нейтронах реакция возможна, а на быстрых − нет. Среднее число вторичных нейтронов на один захват нейтрона естественной смесью изотопов урана

где ν – среднее число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, σnf , σ– сечения реакций деления (n,f) и радиационного захвата (n,γ).

  • Для тепловых нейтронов ν = 2.47,  = 580 барн,  = 112 барн,  = 2.8 барн.

 = 1.32 > 1.

Следовательно, цепная реакция на тепловых нейтронах на естественном уране возможна. Однако для осуществления цепной реакции надо с малыми потерями замедлять образующиеся при делении нейтроны с энергией от несколько МэВ до тепловых.

  • Для быстрых нейтронов n = 2,65,  = 1.2–1.3 барн,  ≈ 0.1 барн. При делении только изотопа 235U, получим

 ≈ 0.033.

Необходимо учесть, что быстрые нейтроны с энергиями больше 1.4 МэВ могут с заметной относительной интенсивностью делить и ядра изотопа 238U, которого в естественной смеси гораздо больше. При делении 238U коэффициент ν ≈ 2.5. В спектре деления 60% нейтронов имеют энергии выше эффективного порога 1.4 МэВ деления 238U. Из этих 60% нейтронов только один нейтрон из пяти успевает вызвать деление 238U, не замедлившись до энергии ниже пороговой за счет упругого и неупругого рассеяния. Для быстрых нейтронов  ≈ 0.6 барн и для коэффициента  получается оценка

Полный коэффициент  для реакции деления на быстрых нейтронах в естественной смеси изотопов урана равен сумме

 =   +  ≈ 0.3 < 1.

На быстрых нейтронах цепная реакция в естественной смеси изотопов 235U и 238U идти не может. Реакцию на быстрых нейтронах можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не меньше 15% изотопа 235U.

12.6. Цепная реакция деления

    Цепная реакция деления идет в среде, в которой происходит процесс размножения нейтронов. Такая среда называется активной средой. Физической величиной, характеризующей интенсивность размножения нейтронов, является коэффициент размножения нейтронов k, равный отношению количества нейтронов в одном поколении к их количеству в предыдущем поколении. Индекс ∞ относится к среде бесконечных размеров. В делящейся среде конечных размеров часть нейтронов будет уходить из активной зоны наружу. Поэтому коэффициент k, являющийся характеристикой конкретной установки, зависит от вероятности Р для нейтрона не уйти из активной зоны. По определению

k = k·P.

    Величина Р зависит от состава активной зоны, ее размеров, формы, а также от того, в какой степени вещество, окружающее активную зону, отражает нейтроны.
    Критическим размером называется размер активной зоны, при котором k = 1. Критической массой называется масса активной зоны крити­ческих размеров. При массе ниже критической размножение нейтронов не происходит, даже если k > 1. Заметное превышение критической массы ведет к неуправляемой реакции − взрыву.
    Если в первом поколении имеется N нейтронов, то в n‑м поколении их будет Nkn. Поэтому при
k = 1 цепная реакция идет стационарно, при k < 1 реакция гаснет, а при k > 1 интенсивность реакции нарастает. Режим реакции при k = 1 называется критическим, при k > 1 − надкритическим и при k < 1 − подкритическим. Время жизни нейтронов t одного поколения от 10-4 до 10-8 с и зависит от свойств среды.

Рис. 3.
Рис. 12.4. Схема цепной реакции деления в среде с замедлителем.

12.7. Ядерный реактор

Рис. 4.
Рис. 12.5. Схема гетерогенного теплового реактора.

    В реакторе поддерживается управляемая цепная реакция деления, в результате которой происходит выделение тепла. Основной характеристикой реактора является его мощность − количество тепловой энергии, выделяющейся в единицу времени. Мощность в 1 МВт (мегаватт) соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в секунду. Имеется большое количество разных типов реакторов. Одна из типичных схем теплового реактора изображена на рисунке 12.5.
При поглощении нейтронов изотопами урана 238U и тория 232Th образуются (через два последовательных β-распада) изотопы плутония 239Pu и урана 233U, являющиеся ядерным горючим:


    Эти две реакции открывают возможность воспроизводства ядерного горючего в процессе цепной реакции.

12.8. Ядерный взрыв

Атомная бомба
Рис. 12.6. Схема атомной бомбы.

    Ядерный взрыв развивается за счёт экспоненциально растущего со временем числа разделившихся ядер:

N(t) = N0et/τ.

    Среднее время τ между двумя последовательными актами деления 10-8 с. Отсюда можно получить для времени полного деления 1 кг ядерной взрывчатки величину
10-7−10-6 с. Это и определяет время ядерного взрыва.

 

Задачи

12.1. Какое количество делений происходит в 1 г изотопов 232Th, 235U, 238U в течение одного часа? Какое количество α-распадов происходит в образце за это время?
Ответ: 1) Nα = 1.5·107, Nsf = 1.5·10–4; 2) Nα = 2.9·108, Nsf = 0.02, 3) Nα = 4.5·107, Nsf = 25

12.2. Почему большинство атомных ядер устойчиво по отношению к спонтанному делению?

12.3. Ядро массы M делится на два осколка с массами M1 и M2. Какая энергия высвобождается при делении? Равна ли сумма M1 + M2 массе начального ядра M? Объясните ответ.

12.4. Пользуясь таблицей масс атомных ядер рассчитайте энергию симметричного деления
1) 24212Am, 2) 232Th, 3) 238U. Сравнить полученный результат с расчетами на основе формулы Вайцзеккера.

12.5. При делении урана образуются осколки  и . Рассчитайте энергию электростатического отталкивания осколков EКулон. Сравните полученный результат с суммарной кинетической энергией осколков равной ≈ 170 МэВ.
Ответ: EКулон = 230 МэВ

12.6. Рассчитайте энергию, выделяющуюся при делении ядра 235U, захватившего тепловой нейтрон с образованием осколков: 1) 95Sr + 141Xe, 2) 94Sr + 140Xe + 2n, 3) 95Sr + 139Xe + 2n.
Ответ: 1) Q = 192.4 МэВ, 2) Q = 184.4 МэВ, 3) Q = 183.7 МэВ

12.7.  Одна из возможных реакций деления 12n + 235U →12 120Cd + 110Ru + 6n. Рассчитайте энергию Q, выделяющуюся при делении.
Ответ: Q = 164.5 МэВ

12.8.  Почему изотоп урана 235U может делиться под действием тепловых нейтронов, а изотоп 238U только под действием быстрых нейтронов? Рассчитать минимальную кинетическую энергию нейтрона, необходимую для деления 238U. Высоты барьеров деления для 236U и 239U равны 6.2 и 6.6 МэВ соответственно.

12.9. Почему при делении испускаются запаздывающие нейтроны? Могут ли быть испущены запаздывающие протоны?

12.10.  Почему распады ядер 235U и 238U происходят с образованием отношения масс легкого и тяжелого осколков 2:3?

12.11. Какое число делений N происходит в ядерном реакторе мощностью 500 МВт, если в среднем в одном акте деления выделяется энергия 200 МэВ?
Ответ: N = 1.6·1019 с–1

12.12. Рассчитайте поток антинейтрино и уносимую ими мощность из реактора мощностью 100 МВт, исходя из того, что на каждый акт деления приходится 5 β--распадов продуктов деления.
Ответ: Nν = 4.8·1019 с–1; Wν = 75 МДж/с

12.13. Сколько нейтронов Nn покидает пределы активной зоны реактора мощностью 100 МВт, если потеря нейтронов за счет поглощения без деления составляет 50%?
Ответ: Nn = 8·1017 с–1

12.14. Какая энергия выделяется при делении 1 кг 235U?
Ответ: E = 8.2·107 МДж

12.15. Какова мощность W атомной электростанции, расходующей 1 кг 235U в сутки, если КПД электростанции составляет 16%?
Ответ: W = 152 МВт

12.16. Оценить время ядерного взрыва.

12.17. Возможна ли цепная реакция деления на естественной смеси изотопов U под действием             1) быстрых нейтронов, 2) тепловых нейтронов?

12.18. Какую роль играют реакции радиационного захвата нейтронов (n,γ) в цепной реакции деления?

12.19. Коэффициент размножения нейтронов k = 1.1. Рассчитайте, какое число поколений необходимо, чтобы выделение энергии увеличилось в 10 раз? Какое время необходимо, чтобы выделение энергии увеличилось в 100 раз, если время жизни одного поколения 0.9 мс?
Ответ: n = 25, t = 44 мс

12.20. В ядерном реакторе, имеющем коэффициент размножения k = 1.005 время жизни одного поколения нейтронов 0.1 с. Определите период реактора (время, за которое его мощность увеличится в e раз)
Ответ: t = 20 с

12.21. В ядерном реакторе, имеющем коэффициент размножения k = 1.005 время жизни одного поколения нейтронов 0.08 с. На сколько увеличится произведенная энергия за 5 с? На сколько нужно уменьшить поток нейтронов в реакторе, чтобы коэффициент размножения стал 1.0005?
Ответ: ΔN/N = 37%

12.22. В активной зоне реактора в реакциях захвата нейтронов ядрами урана образуются трансурановые элементы. Какие изотопы трансуранов будут основными источниками остаточной радиоактивности через 1000 лет хранения радиоактивных отходов?

 

previoushomenext

На головную страницу

Рейтинг@Mail.ru

30.10.2016