2. Деление и энергия деления

Как уже говорилось выше, основной процесс в ядерном цикле – процесс деления тяжелых ядер нейтронами в ядерном реакторе. Посмотрим в общих чертах, как это происходит.

Наиболее вероятно уран-235 делится тепловыми нейтронами. Это нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии со средой, скорость движения которых зависит только от скорости теплового движения ядер, с которыми нейтроны сталкиваются, и упруго рассеиваются.

С определенной, достаточно большой, вероятностью тепловые нейтроны поглощаются делящимися ядрами. При таком поглощении внутренний баланс сил в ядре нарушается, и оно переходит в возбужденное состояние. Возбужденное ядро может разделиться на два боле легких ядра, подобно тому, как большая капля воды распадается на две маленькие капли. Как видно из приведенной в п. 1.1 схемы деления, его продуктами являются ^-, , n, нейтрино, два осколка деления + энергия.

Высвобожденная энергия эквивалентна потере (дефекту) массы в этом процессе, поскольку общая масса продуктов деления несколько меньше массы системы “исходное ядро + поглощенный нейтрон”.

Пи каждом делении испускаются несколько нейтронов согласно соответствующему закону распределения вероятностей p_ (см. таблицу 1.1.).

Таблица 1.1.

	0	1	2	3	4	5	6	p
p	0.03	0.016	0.33	0.30	0.15	0.03	~0	1

Среднее число нейтронов, получаемых за одно деление, колеблется между 2 и 3, например для урана-235 =2.47.

При определенной структуре вещества с делящимся материалом может оказаться так, что, если подсчитать число потерянных нейтронов в результате утечки или поглощения не в реакции деления, то окажется, что, по крайней мере, один из нейтронов, получившихся при делении, захватывается с делением другим делящимся ядром и этот процесс может продолжаться бесконечно долго. В этом случае устанавливается самоподдерживающаяся ядерная реакция делений. Или еще говорят СЦР - самоподдерживающаяся цепная реакция (см. рис. 1.1.).

Рис. 1.1.

At! Поэтому главной частью реактора является активная зона, где происходят деления.

КУДА ДЕВАЕТСЯ ДЕФЕКТ МАССЫ?

Дефект массы проявляется при реакции деления в виде энергии, которую можно оценить по уравнению Эйнштейна: Е=mc².

Высвобожденная энергия проявляется в виде кинетической энергии движения продуктов деления (в основном осколков). Имея большую массу, осколки быстро тормозятся за счет столкновений с другими ядрами. Следовательно, кинетическая энергия осколков превращается в тепло рядом с местом деления (в пределах нескольких микрон). Около 20% всей высвобожденной энергии уносится ^--частицами, -лучами, нейтрино и нейтронами. Их энергия, в конечном счете, тоже превращается в тепло, но это превращение может происходить в среднем значительно дальше от места деления.

В таблице 1.2. приведено распределение выделяемой энергии по продуктам деления. Видно, что суммарная высвобожденная энергия при одном акте деления равна ~200МэВ или ~3.210^-11 Дж. По абсолютной величине она не выглядит очень большой, но по отношению к массе вещества, вовлеченного в процесс энергопроизводства, энергия деления является очень большой.

Таблица 1.2.

Чтобы лучше оценить энергию деления, давайте сравним ее с энергией, получаемой от других источников. Для получения тепловой энергии 1МВтсутки (~0.33МВтсут. электрической) требуется потратить всего ~1.24 г U5. Эта величина называется удельным расходом. Обозначим ее С. Эквивалентное количество угля, считая его теплоту сгорания равной 30230 кДж/кг, составило бы 2860 кг/сут. Отношение количества угля к U5 для производства одного и того же количества энергии равно 2.3106/1. Выразим это другим способом.	Вид продуктов Деления	Выделяемая энергия (МэВ)
	Осколки деления Продукты распада:   нейтрино мгновенные  нейтроны	168 8 7 12 7 5
	Всего	207

Обратная величина В=1/С дает получаемую энергию на единицу использованной массы топлива (на 1т U⁵ и 1т угля). Для U⁵ В=0.8МВтсут./г=800000 МВтсут./т. Для сравнения: для угля В=0.35МВтсут./т.

Таким образом, очень большое количество энергии можно получить, если полностью сжигать U⁵, загруженный в реактор. Однако по причинам, которые будут обсуждены позже, этого добиться нельзя, в принципе. Действительно сгорание U⁵, достигаемое в легководных реакторах типа ВВЭР, составляет 25000-35000 МВтсут./т. В быстрых реакторах оно выше – до 100000-150000 МВтсут./т, т.е. в быстрых реакторах топливоиспользование лучше.

ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ ДЕЛЕНИЯ

Тепло, получаемое в топливе, должно постоянно от него отводиться, чтобы

1. избежать чрезмерного перегрева топлива;

2. обеспечить (если это необходимо¹) перенос полученного тепла в другое место, где оно может быть легко преобразовано в полезную работу.

Для этого надо иметь в реакторе теплоноситель и (если это необходимо²) циркуляционный насос для перекачки теплоносителя по всей системе.

КРИТИЧЕСКАЯ МАССА

Хотя при каждом делении испускаются в среднем 2 - 3 нейтрона, продолжение цепной реакции не всегда гарантировано. Нейтроны могут бесполезно исчезнуть за счет непроизводительного поглощения в топливе и материалах активной зоны реактора или утечки за ее пределы. Долю потерянных нейтронов можно уменьшить за счет

1. использования слабопоглощающих конструкционных материалов.;

2. повышения концентрации делящихся веществ;

3. устройства отражателей нейтронов вокруг активной зоны;

4. увеличения размеров активной зоны.

Пример. Оценим соотношение между утечкой и рождением нейтронов для сферической активной зоны. При заданной плотности делящегося материала, число рожденных нейтронов пропорционально объему сферы V=4R³/3, где R – радиус сферы. Число утекающих из сферы нейтронов пропорционально площади поверхности сферы S=4R². Таким образом, доля утекающих из сферы нейтронов

уменьшается с увеличением размера активной зоны.

Следовательно, должен существовать “критический” размер сферы, при котором цепная реакция стационарна, т.е. соблюден баланс между рождением и исчезновением нейтронов. Этот размер всегда можно пересчитать в массу вещества, сосредоточенного в сфере.

At! Минимальное количество делящегося материала, необходимое для поддержания цепной реакции, называется критической массой.

Это количество изменяется от ~10кг (в сборке с высокообогащенным или чистым U⁵) до ~200кг и более (почти) естественного урана в графитовом реакторе. Сам по себе естественный уран (без хорошего замедлителя нейтронов) не может достичь критичности из-за относительно высокой доли нейтронов, не участвующих в реакциях деления.

Для обозначения критичности (т.е. качества реактора, заключающегося в том, затухают ли цепочки делений, остаются на одном и том же уровне или их число увеличивается) вводится так называемый коэффициент размножения, который, как правило, обозначается К. Представляется, что из множества всевозможных определений числа К наиболее подходящим (хотя может быть и не самым точным и лучшим в других отношениях) может быть следующее:

At! Коэффициент размножения – это среднее число нейтронов, рожденных в одном акте деления, которое идет на продолжение процесса деления в последующих актах.

Если К=1, реакция деления может протекать с одной и той же интенсивностью бесконечно долго.

Если К>1, интенсивность реакции деления (мощность) и число нейтронов в реакторе будут возрастать со временем. Говорят, что в этом случае реактор надкритичен.

Если К<1, реакция деления затухает и реактор может остановиться совсем. В этом случае реактор подкритичен и единственный путь поддержать цепную реакцию – добавлять в реактор посторонние нейтроны, например, ввести в реактор внешний источник нейтронов.

Есть три возможности для изменения К в реакторе:

1. изменять количество делящегося вещества;

2. изменять количество поглощающих веществ;

3. изменять утечку нейтронов из реактора.

Из сказанного следует два важных положения.

1. Для работы реактора необходимо поддерживать в нем достаточное количество делящегося материала (критическую массу), т.е. по мере того, как U⁵ сгорает, необходимо заменять часть топлива в активной зоне реактора.

2. Важно поддержание постоянного адекватного управления цепной реакцией, т.е. возможность получения небольшой надкритичности, чтобы можно было повышать мощность реактора, и возможность глушения реактора, когда это потребуется.

At! Следовательно, конструкция реактора должна быть такой, чтобы

1. топлива в нем было несколько больше, чем критическая масса, т.е. должен быть запас реактивности;

2. замену топлива можно было периодически или непрерывно производить без особых трудностей;

3. была возможность вводить/выводить поглощающие или размножающие материалы или изменять утечку.

На ядерных реакторах имеются достаточно сложные системы для контроля и регулирования мощности реактора и остановки его в нормальных и аварийных режимах. В качестве поглощающих материалов для регулирования применяются вещества, сильно поглощающие нейтроны: кадмий, бор, гафний, европий, индий и т.д.