§6.8 Ауыр ядролардың бөлiнуi және синтездiк реакция

Кез келген ядролық реакция кезiнде белгiлi бiр шамада энергия бөлiнедi немесе жұтылады. Ядролық реакция кезiндегi бөлiнетiн энергия екi түрлi себептерден болады:

ауыр ядролардың бөлiнуiнен, бiрнеше жеңiл ядролар бiрiгiп бiр ядроның түзiлуiнен.

1. Ауыр ядроның реакция кезiнде бөлiнуiн қарастырайық. Мысалы ретiнде уран ядросын алайық (₉₂U²³⁸), оның массалық саны А₁=238, реттiк номерi Z=92, ол энергиясы 1,8 Мэв-ке тең шапшаң нейтронмен соқтығысқанда А₂=119 болып келген екi атомдық ядроға (жарықшаққа) бөлiнедi. Уран ядросының меншiктi байланыс энергиясы ₁=7,5 Мэв, ал жарықшағының меншiктi байланыс энергиясы ₂=8,6 Мэв. Уран ядросын құрайтын барлық нуклондарды бiрiктiрiп жинақтап тұру үшiн, уранның байланыс энергиясына тең энергия қажет болады, ол

(6.8.1.)

Ендi осы нуклондар жаңа екi ядро түзiп тұру үшiн керек болатын энергия, сол ядролардың байланыс энергиясының жиынтығына тең болады.

(6.8.2.)

Олай болса реакция кезiнде бөлiнiп шығатын ядролық энергия шамасы, уран ядросының байланыс энергиясымен жаңа ядролардың байланыс энергияларының айырымына тең болады

ΔЕ=E₂-E₁=2046.8-1785≈261.8 Мэв (6.8.3.)

бөлініп шығады.

2. Ендi жеңiл ядролардың бiрiгiп бiр ядро түзiлуiн қарастырайық. Ол үшiн мысал ретiнде сутегi изотопы дейтерийдi алайық. Дейтерийдiң екi ядросы бiрiгiп гелийдiң ядросы түзiлсе, онда бөлiнетiн энергия шамасы неге тең болатынын анықтайық. Дейтерийдiң массалық саны А₁=2 ал меншiктi байланыс энергиясы ₁=1.09 Мэв, ал гелийдiң массалық саны А₂=4, меншiктi байланыс энергиясы ₂=7 Мэв. Олай болса дейтерийдiң екi ядросын жинақтап тұратын барлық нуклондардың жұмсайтын энергиясының жиынтығы

(6.8.4.)

Ал осы нуклондар бiрiгiп бiр ядро түзу үшiн жұмсалатын энергия шамасы

(6.8.5.)

Сонда реакция кезiнде, дейтерийдiң екi ядросы бiрiгiп гелийдiң бiр ядросын түзгенде бөлiнетiн энергия шамасы

ΔЕ=E₂-E₁=28,52-4,36≈24 Мэв (6.8.6.)

Осындай жеңiл ядролардың бiрiгiп бiр ядро түзу реакциясын синтездiк реакция деп атаймыз.

Сонымен ауыр ядролардың бөлiнуi кезiнде де, жеңiл ядролар бiрiгiп бiр ядро түзу кезiнде де энергия бөлiнiп шығады, оның шамасы жалпы түрде ΔЕ=E₂ - E₁ тең болады. Мысалы мынадай реакцияларды қарастырайық:

- 26 Мэв энергия бөлiнедi.

- 4,03 Мэв энергия бөлiнедi.

-3,26 Мэв энергия бөлiнедi.

- 18,4 Мэв энергия бөлiнедi.

- 17,6 Мэв энергия бөлiнедi.

- 22,4 Мэв энергия бөлiнедi.

- 14,9 Мэв энергия бөлiнедi (6.8.7.)

Осындай реакциялар нәтижесінде үлкен энергиялар бөлінетінін аңғаруымызға болады.

§6.9 Тiзбектi ядролық реакция. Ядролық энергия жүйесi

Басқарылатын тiзбектi реакция алу, өте қажет нәрсенiң бiрi болып табылады. Ядроның тiзбектi бөлiну реакциясының сұлбасы 6.2-суретте көрсетiлген. Бiр нейтрон уран ядросына келiп соқтығысып соның нәтижесiнде Ва және Кr мен қосымша үш нейтрон бөлiнедi, оның бiреуi қоспаларда жұтылады немесе уран орналасқан көлемнен шығып кетедi де, екеуi қайта реакцияға қатысады. Осы екi нейтрон соқтығысу кезiнде уран ядроларынан бес нейтрон шығарады, оның екеуi қоршаған ортада жұтылып немесе сыртқа шығып, қалған үшеуi реакцияға қатысады. Егер уран, плутоний (немесе бөлiнетiн материал) ядросынан бөлiнетiн екiншi реттi нейтрондар қоспада немесе бөлiнетiн зат көлемi шегiнен шыққанға дейiн реакцияға қатысып нейтрондар саны шектеусiз өседi. Осылайша өздiгiнше реакцияға қатысатын нейтрондар саны арта бередi де тiзбектелген ядролық реакция түзiледi. Егер осындай реакция шектелмесе, яғни осылай нейтрондар саны арта беретiн болса, онда ядролық қопарылыс болады. Атом бомбасы осы принципке негiзделген.

6.2-сурет

Егер тiзбектi реакция шектелiп, бiр жүйеде жұмыс iстейтiн болса, яғни бiрлiк уақыттағы реакцияға қатысатын нейтрондар санын белгiлi шамадан асырмай ұстасақ, онда бiр қалыпты тiзбектi реакция орындалады, яғни басқарылған тiзбектi реакция аламыз. Мұндай реакция бейбiтшiлiк үшiн энергия алуға жұмсалады. Басқарылатын тізбекті реакция ядролық реакторларда іске асырылады.

6.3-сурет

Қазiргi кезде көптеген мөлшерде ядролық реакторларда уран изотоптарын (U²³⁵, U²³⁸, U²³⁹, Pu²³⁹) “ядролық отын” ретiнде пайдаланады. Мысалы жай нейтрондар әсерiнен жұмыс iстейтiн реактор сұлбасы (6.3-сурет) мынадай: В - бетоннан жасалған дуал, СО - графит қабықшасы, Сd - кадмий таяқшасы, С - өте жақсылап тазаланған графит, U²³⁵ уран таяқшасы.

Мұндай реактордың жұмыс iстеу принципi төмендегiдей. Уран (U²³⁵) ядросынан жарықшақтар және нейтрондар бөлiнедi, әрі бiршама энергия бөлiп шығарады. Осы жаңа бөлініп шыққан нейтрондар - U²³⁸-ге жұтылмас үшiн және уран тұрған көлемнен шығып кетпес үшiн, уран таяқшасы таза графиттен жасалған каналға орналасады. Графит нейтрондарды баяулатады, сондықтан нейтрон бiр уран таяқшасынан екiншiсiне жылулық жылдамдықпен келiп жетедi.

Уран - 238, энергиясы 5эв шамасындағы нейтрондарды жұтады. Нейтрон баяулатқыш графит iшiнен өткенде оның энергиясы 5эв төмен болады. Сондықтан да нейтрон сол уран таяқшасына немесе оның басқада таяқшасында уран-238-ге жұтылмай, уран-235 ядросы бөлінедi. Нейтрондардың осы уран орналасқан көлем шетiнен немесе реактордан шығып кетуiн қиындату үшiн, активтi зона айналасына СО - шағылдырғыш қойылады.

Тiзбектi реакция орындалу үшiн, ядролар бөлiну кезiндегi нейтрондардың ең кемiнде бiреуi тағы да реакцияға қатысып, уран ядросымен реакцияласуы керек (ол кризистiк шарт деп аталады).

Кризистік күй. Ядролық реакторда қандай жағдайда реакторлар кризистiк шартқа қол жеткiзуге болатынын қарастырайық.

Баяу процестерде нейтрондардың бiр бөлiгi көлемнен шығады немесе қоспада жұтылады. Нәтижесiнде бастапқы нейтрондардың р-бөлiгi қалады, яғни екiншi реттiк нейтрондар жылулық нейтронға np-айналады. Тәжiрибеде барлық жылулық нейтрондар U²³⁵-жұтылмайды, тек k-бөлiгi ғана (U²³⁵ жылулық нейтронды қармау кезiнде, оның 85% ғана) жұтылады. Сонымен U²³⁵-ядросының бөлiнуiнің мүмкiн саны:

мұндағы, ν- нейтрондарды көбейту коэффицентi деп аталады.

Егер npk>1 болса, онда реакторда тiзбектi реакция орындалады, ал npk<1 болса, онда тiзбекте реакция орындалмайды. Ал npk=1 болса, онда кризистiк шарт орындалады. Осы шарт орындалу үшiн p мен k-нiң сан мәндерi жеткiлiктi үлкен болуқажет. Ол үшiн реактор өлшемiн сәйкестендiрiп, таңдап алу керек. Бұл дегенiмiз, нейтрондардың сыртқа шығып кетуiн және бөлiнбей жатып нейтрондар максималь жұтылып, кемiп кетуiн реттеу үшін қажет. Реактор өлшемi ν=1 шартқа жетсе, оны кризистiк өлшемдер деп атаймыз. Олар жүйеде U²³⁵ аз болған сайын және қоспадағы жұтылу көп болған сайын үлкен болады.

Алғашқы табиғи уранмен жұмыс iстейтiн реактордың өлшемi бiрнеше метр, ал уран мөлешрi 50тоннаға жуық. Қазiргi байытылған уранмен жұмыс iстейтiн реакторлардың өлшемдерi бiршама кiшi. Оларда баяулатқыш ретiнде кәдiмгi су немесе ауыр су қолданылады. Бұл өте эффективтi баяулатқыш болып табылады.

Қазiргi кездерде шапшаң нейтрондармен жұмыс iстейтiн реакторлар iске асырылуда. Нәтижесiнде реактор жұмысында энергия бөлiну мен қатар плутоний пайда болады, оны ядролық отын ретiнде қолданады. Реакторларда одан басқа баяу нейтрондар мен аз мөлшергі плутоний алынады.

Қолданылуына байланысты реакторлар: нөлдiк қуатты реакторлар (яғни, қуаты өте аз, ваттың жүзден бiр бөлiктерi), ядролық реактордағы физикалық процестердi анықтауға арналған реакторлар, физикалық және техникалық мақсаттағы реакторлар, нейтрондардың күштi ағын алуға арналған реакторлар (салыстырмалы аз шамадағы қуатты, ол әртүрлi элемент изотоптарын сәулелендiру, жылу бөлiнетiн элементтердi зерттеу үшiн), энергия алу мақсатындағы реакторлар (атомдық электрстанцияда, атом кемесінде т.б. энергия алатын қондырғыларда), көбейткiш-ядролық реакторлар (бұл жаңа бөлiнгiш изотоптарды жинақтайды) деп бөлінеді.

Ядролық отынды пайдалануына байланысты реакторлар мынадай типтерге бөлінеді: табиғи уранға арналған реактор, байытылған уран реакторы және таза изотоптар (уран, плутоний, торий) реакторы.

Нейтрондар спектрiне байланысты: баяу нейтронды реакторлар (жылулық, нейтрон энергиясы 0,025эв), аралық нейтронды реакторлар (нейтрондар энергиясы бiрден-бiрнеше 1000эв), жылдам нейтронды реакторлар (энергиясы 1Мэв-тен жоғары) болып бөлінеді. Салқындатылуына байланысты: сумен, сұйық металлмен және газбен салқындатылатын реакторларда қолданылады.

6.4-сурет

6.4-суретте атомдық электрстанцияның принциптiк сұлбасы берiлген. Мұндағы

1-атом реаторынан қорғанатын бетон қабырға, 2-уран бар цилиндр,2-3 уран стержені, 5-блоктағы суға батырылған, ол бiрмезгiлде баяулату және жылу тасымалдау қызметiн атқарады. Су үлкен қысымда болады, сондықтан ол жоғары температураға (300⁰С) дейiн қызады. Осындай ыстық су реактордың активтi зонасының үстiнгi жағынан труба (түтiк)-

6 арқылы 8-бу генераторына су буланатын-9 келiп, суытылып, 7-труба арқылы реакторға қайтады. Қаныққан бу-10, 11-түтiк арқылы, 12-бу турбинасына келiп, одан соңпайдаланылып, 13-труба арқылы бу генераторына-8, қайта оралады. Турбина электр генераторын-14 айналдырып, одан тог үлестiргiш қондырғыға берiледi, одан әрi сыртқы тұтынушыға таратылады. Реактордың авариялық стержінi-4 болады, ол нейтрондарды жұтатын материалдан жасалады. Реакторда нейтрондар жылдам көбейiп баражатса бұл тез төмен түсiредi, онда тiзбектi реакция тоқтайды.

Қопарылу сипатындағы тiзбектi реакция атом бомбасында қолданылады. Атом бомбасы екi массада U²³⁵ немесе Pu²³⁹ тұрады, тiзбектi реакция орындалмайтындай кризистiк өлшемнен аз аралықта орналасады. Содан соң урандық массаның бiреуiнен жай қопарылыс жасалып, нейтрон үлкен жылдамдықпен екiншi массаға қарама-қарсы қозғалады. Екiші массадан бөлiнген нейтрондар бiр-бiрiне жақындағанда, яғни кризистiк өлшемнен артқанда қопарылғыш тiзбектi ядролық реакция орындалады.

Ядролық реактор арқылы өте үлкен мөлшерде энергия аламыз. Көптеген радиоактивті изотоптар медицинада, ауыл шаруашылығында, биологияда, өндiрiсте т.б. негiзгi әртүрлi ғылыми техникалық өндiрiс саласында пайдаланылады.

Мысалы радиоактивті изотоптың аз мөлшерiн тiрi организмге орналастырып, оның қай жерде жүргенiн-қайда орналасқанын дозиметрлiк құрал арқылы өлшеу,радиоактивті изотоптың шығарған сәулеленуiн тiркеу әдiстерiмен немесе радиографтық әдiс бойынша анықталады. Осылар арқылы организмдегi зат алмасуы (белоктар алмасуы, витаминдер, менералдық заттар т.б.) анықталады. Радиоактивті изотоптарды пайдалану арқылы жануарлардың қоректену процесiне байланысты көптеген негiзгi мәселелер анықталды. Сол сияқты көкөнiс клеткаларындағы негiзгi өмiр процестерiн, ондағы құбылыстарды көмiртектi фотосинтез арқылы анықтады.

Радиоактивті изотоптар медицинада кейбiр зиянды iсiктердi емдеу үшiн қолданылады (зиянды iсiк клеткалары радиактивтi сәуленi сау клеткаға қарағанда тез сезедi, содан соң тез ыдырайды).