Основным металлом ядерной энергетики является уран. Основные изотопы природной смеси: уран-238 (99,3 %) и уран-235 (0,7 %). Природная смесь содержит также около 0,006 % изотопа урана-234, ещё 14 изотопов получают искусственным путём.
Окончательно подтверждённая в 1938 г. возможность деления ядра урана на два осколка и несколько (от 2 до 3) нейтронов с выделением энергии положила начало ядерной энергетики. Впоследствии было показано, что под действием нейтронов могут делиться ядра изотопов нескольких тяжёлых элементов. При этом деление может быть вызвано только нейтронами с энергией, превышающей определенный порог:
| Ядро | Th-232 | U-233 | U-234 | U-235 | U-238 | Pu-239 |
| Порог деления, МэВ | 1,3 | 0 | 0,4 | 0 | 1,2 | 0 |
Приведённые данные свидетельствуют, что из наиболее широко распространённых изотопов урана только ядра U-235 могут делиться нейтронами любой энергии. Ядра U-238 делятся лишь нейтронами высокой энергии, при этом только одно из пяти попаданий нейтрона в ядро приводит к делению, остальные четыре захватываются ураном-238 без деления.
Единичный акт деления можно представить схемой, приведенной на рис. 1.
|
|
|
|
|
|
Рис. 1. Единичный акт деления U-235
При делении ядра U-235 выделяется около 194 МэВ/деление тепловой энергии или 3,11 Дж/деление. Так как 1 г металлического U-235 содержит около 2,56·1021 атомов, полное деление 1 г U-235 обеспечивает получение 7,96·1010 Дж или 2,21·104 кВт·ч тепловой энергии.
Представление об осуществлении идеальной цепной реакции, происходящей в веществе, все ядра которого подвергаются делению под воздействием нейтронов любой энергии (например, чистый U-235), даёт рис. 2.
Рис. 2. Идеализированная схема цепной реакции в уране
Возбуждающий нейтрон (крайний слева) вызывает деление ядра U, которое раскалывается на два ядра осколка F. Эти осколки, в свою очередь, излучают нейтроны n, которые являются 2-м «поколением удвоения», подобным образом процесс продолжается дальше.
Из рис. 2 видно, что количество расщепляющихся ядер (и выделяемых нейтронов) удваивается с каждой ступенью цепной реакции (кразмн = 2, в реальной системе без учёта возможных потерь нейтронов кразмн> 2, так как в одном акте деления выделяется от 2 до 3 нейтронов), и если не контролировать это увеличение, реакция распространиться мгновенно, что приведет к ядерному взрыву. Показано, что в отсутствии потерь нейтронов удвоение числа делящихся ядер происходит каждые 10–8 с, при этом спустя 7,5·10–7 с после расщепления первого ядра процесс распространяется на 1024–1025 ядер, что соответствует 1 кг (или более) урана. Приблизительно такой процесс происходит в ядерной бомбе.
Цепная реакция может быть осуществлена не в любом количестве урана (даже если это чистый изотоп U-235). Число образующихся вторичных нейтронов пропорционально количеству (объёму) делящегося материала. Число улетающих (теряющихся) в окружающее пространство нейтронов пропорционально площади поверхности этого объёма. Для малых количеств урана площадь поверхности относительно велика по сравнению с объёмом, кразмн< 1, цепная реакция затухает (кразмн – отношение числа нейтронов, попадающих в расщепляющиеся ядра, к их числу на предыдущей стадии (цикле) деления). Максимальным отношением объёма к поверхности обладает шар. Для относительного уменьшения поверхности необходимо увеличивать радиус шара. Если взятому количеству U-235 придать форму шара, начиная с определённой величины его радиуса отношение величины поверхности к его объёму уменьшится настолько, что доля теряемых с поверхности нейтронов упадёт, кразмн станет больше 1, цепная реакция превратиться в самоподдерживающуюся. Это граничное количество делящегося материала называется критической массой.
Критическая масса урана-235, взятого в виде шара, составляет около 50 кг. Если шар, состоящий из U-235, окружить водой, способной возвращать часть нейтронов, теряемых с поверхности, в среду ядерной реакции (отражать), то критическая масса снижается до 20 кг. Если активную зону выполнить в виде слоёв или стержней урана, разделённых между собой слоями воды (замедляющей нейтроны в момент их выделения), то критическая масса уменьшится до 1 кг. Гомогенный реактор, представляющий собой раствор соли урана-235 в воде, начнёт действовать при наличии всего 0,8 кг делящегося материала.
Для сравнения реактор, использующий природный уран (или слабо обогащённый по урану-235) и графит в качестве замедлителя (например, ВВЭР-440), представляет собой шар диаметром 6 м, содержащий около 40 т урана и 300 т графита.
В энергетическом ядерном реакторе по достижении определённого количества делящихся в цикле ядер (и выделении требуемого количества энергии) часть выделяющихся нейтронов искусственно выводят из сферы ядерной реакции (помещая в реактор вещества, сильно поглощающие нейтроны – так называемые стержни управления и защиты, которые могут вводиться в активную зону или выводиться из неё), поддерживая число делений на ранее достигнутом уровне. Коэффициент размножения нейтронов (который ранее был принят двум: два нейтрона на один акт деления, а реально составляет 2,4–2,5) искусственно снижается до величины, чуть превышающей 1. При этом фиксируется число делящихся ядер и количество выделяемой энергии. Такие процессы можно осуществить, имея в качестве делящегося материала чистый U-235. Реально в природной смеси изотопов на 1 атом U-235 приходится 140 атомов U-238. Энергетический спектр выделяющихся при делении ядра урана нейтронов представлен на рис. 3.
|
|
Рис. 3. Спектр нейтронов деления U-235
Из рис. 3 можно заключить, что основная масса выделяющихся нейтронов имеет энергию более 1 МэВ (так называемые быстрые нейтроны). Преимущественный захват быстрых нейтронов ядрами U-238 без деления (делится лишь 1 ядро из 5), а также дополнительный захват нейтронов примесями в уране, ядра которых не способны делиться, будут непреодолимым препятствием для осуществления цепной реакции.
Для определения возможных путей преодоления этого препятствия следует вспомнить существо понятия вероятности ядерной реакции (поперечного сечения осуществления ядерной реакции).
Любая ядерная реакция заключается в попадании в ядро какой-либо частицы (включая элементарные) или кванта энергии, что имеет результатом образование либо возбуждённого ядра-мишени, либо новых частиц и новых ядер. В ядерной физике вероятность какого-либо события (осуществление ядерной реакции) принято выражать при помощи «поперечного сечения». Статически центры атомов (ядра) в тонком слое можно рассматривать как точки, равномерно распределённые по плоскости. Частица, направленная в эту плоскость, имеет определённую геометрическую вероятность того, что удар её центра пройдет внутри площади, занимаемой каким-либо из ядер, составляющих эту плоскость атомов. Если плоскость площади А содержит n равномерно распределённых атомных центров (ядер), то геометрическая вероятность попадания в ядро будет иметь выражение n·πr2/А (где r – радиус ядра). Если площадь А принимать всегда равной 1 см2, выражение для геометрической вероятности имеет вид n·πr2 (где n – число атомов мишени на 1 см2), для единичного атома она равна πr2 или πd2/4 (где d – диаметр ядра).
Следует иметь в виду, что диаметр ядра имеет порядок 10–12 см, откуда легко заключить, что геометрическая вероятность осуществления ядерной реакции для единичного атома будет иметь порядок 10–24 см2. Эта величина называется поперечным сечением ядра данного элемента для осуществления определённой ядерной реакции. За единицу ядерного сечения принимается барн (σ), при этом один барн равен 10–24 см2.
Фактически поперечные сечения ядер меняются в очень широких пределах в зависимости от природы элемента и протекающей ядерной реакции. Поскольку ядро атома представляет собой специфический источник ядерных, электрических и прочих сил, а элементарные частицы (кванты) могут рассматриваться одновременно как физические частицы, а также как обладатели волновых свойств, поперечное сечение осуществления ядерной реакции далеко не всегда равно геометрическому поперечному сечению ядра. Оно может быть как заметно меньше его геометрического размера, так и сильно его превышать.
Для реакции U + n в случае изотопа U-235 характерен захват нейтрона с делением ядра при любой энергии нейтрона. С понижением энергии нейтрона вероятность захвата с делением возрастает (рис. 4.)
|
|
|
|
|
|
|
|
Рис. 4. Зависимость ядерного сечения расщепления ядра урана-235
от энергии нейтрона
Величина ядерного сечения дана в барнах (1 б = 10–24 см2). Очевидно, что в данном случае ядерное сечение более или менее равномерно уменьшается с ростом энергии нейтрона от 0 до 1 эВ.
Однако в реакции U-238 + n быстрые нейтроны, образующиеся в результате деления ядра, захватываются без деления с последующими ядерными превращениями:
|
|
| |
|
Конечным членом цепочки ядерных превращений является также делящийся под действием нейтронов изотоп Pu-239, однако он образуется лишь через двое суток после захвата без деления быстрого нейтрона изотопом U-238. Лишь в одном из пяти случаев захвата нейтрона ядром U-238 происходит деление возбуждённого ядра. Незначительная часть нейтронов испытывает упругое столкновение с ядром U-238 и замедляется.
В связи с этим без принятия каких-то дополнительных мер цепная реакция в природном уране невозможна. Оказалось, что сечение захвата нейтрона ядром U-238 сильно уменьшается по мере уменьшения энергии нейтрона.
Каким образом можно уменьшить энергию образующихся быстрых нейтронов?
Как известно, основные виды взаимодействия нейтрона с ядрами атомов – упругое и неупругое рассеивание и захват.
Быстрый нейтрон (~ 2 МэВ), попав в графит, испытывает серию упругих соударений с ядрами углерода и постепенно теряет свою кинетическую энергию. После 110–120 соударений энергия нейтрона становится равной энергии теплового движения атомов – нейтроны становятся «тепловыми» или медленными. При комнатной температуре средняя энергия теплового движения становится равной 0,0253 эВ (скорость теплового нейтрона составляет ~ 2,2 км/с). Средняя энергия тепловых нейтронов равна энергии теплового движения атомов (ядер) замедлителя при данной температуре. В связи с этим столкновения тепловых нейтронов с ядрами замедлителя не приводят к дальнейшему изменению их энергии. Тепловые нейтроны перемещаются в среде углерода (который является их замедлителем) до тех пор, пока они не будут захвачены ядрами замедлителя или примесей. Если графит хорошо очищен от примесей, время жизни в нём теплового нейтрона составляет 0,01 с, что соответствует ещё ~ 1000 соударений без изменения энергии.
Известно, что именно возможность получить углерод (графит) высокой степени чистоты в значительных количествах в начале 40-х годов XX столетия остановила на нём выбор физиков-ядерщиков при создании первых экспериментальных реакторов (1942 г. – Э. Ферми, США; 1946 г. – И. В. Курчатов, СССР), где высокочистый углерод использовали в качестве замедлителя нейтронов.
Предварительно было доказано, что сечение захвата нейтронов ядром U-238 заметно снижается с уменьшением их энергии (рис. 5.)
|
|
Рис. 5. Вероятность поглощения (σ) нейтронов ядром U238 в зависимости от их энергии
При энергии 5 эВ максимум кривой выходит за пределы рисунка
Осложняющим фактором является наличие резонансного поглощения нейтронов, обладающих энергией 1 – 1000 эВ. В этом интервале существует несколько пиков аномального поглощения нейтронов (рис 6.).
|
|
|
|
|
 |
Рис. 6. Зависимость ядерного сечения поглощения нейтрона ядром урана-238
в резонансном диапазоне (с энергией от 1 до 1000 эВ)
Представленная зависимость имеет качественный характер: чтобы не перегружать график, некоторые максимумы опущены, а остальные даны в относительном масштабе.
Таким образом, задача состоит в том, что выделяющиеся при делении ядра быстрые нейтроны должны быть превращены в медленные вне урановой среды. Такой процесс возможен при послойной сборке реакторов, в которых слои урана (металлического или оксида) чередовались со слоями чистого графита. Замедленные до тепловой энергии в слое графита нейтроны попадали в соседний слой урана, что предотвращало их поглощение без деления ядрами U-238 и повышало вероятность деления ядер U-235. Таким образом, по достижении подобной сборкой критических размеров 2 декабря 1942 г. в Чикаго (США) была осуществлена впервые в мире самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана-235. Реактор подобного типа был запущен впервые в 1946 г. в СССР.
Замедляющей является среда, в которой нейтроны претерпевают близкие к идеальным, упругие столкновения с ядрами среды. Идеально упругими называются такие столкновения, при которых сохраняется не только импульс (количество движения), но и энергия (не происходит её уменьшения из-за трения, деформаций и т.п.). При упругом лобовом столкновении двух шаров (один из которых неподвижен) двигавшийся ранее вперед шар начинает двигаться в обратную сторону, если его масса меньше массы неподвижного шара, который после столкновения с меньшей скоростью начинает двигаться в направлении первоначального движения лёгкого шара. При одинаковой массе шаров шар-снаряд останавливается, шар-мишень продолжает движение со скоростью, практически равной скорости шара-снаряда. Поскольку при случайном направлении соударений их характер меняется от лобового (полная передача энергии подвижного шара неподвижному в случае равенства масс) до удара по касательной (передача энергии близка к 0), в каждом таком соударении первоначально движущийся шар теряет в среднем около 50 % своей энергии. Средняя энергия, теряемая нейтроном при одном упругом соударении, обратно пропорциональна массе ядра А, с которым нейтрон сталкивается. Для А = 100 потеря энергии составит около 2 %, для А = 1 (как показано выше) энергия нейтрона уменьшается на 50 %. В этом случае идеальным представляется замедлитель с большой концентрацией протонов. Действительно, для замедления до тепловой энергии необходимо в лёгкой воде всего 16 соударений с ядром водорода – протоном. Однако время жизни нейтрона в таком замедлителе до его захвата протоном составляет всего 0,002 с (150 соударений), поскольку протон обладает большим поперечным сечением захвата теплового нейтрона. Можно сказать, что вода быстро замедляет нейтроны, но плохо сохраняет их, что препятствует развитию цепной реакции с использованием природного урана. Для успешного развития цепной реакции при использовании лёгкой воды в качестве замедлителя смесь изотопов урана должна быть обогащена изотопом U-235 (хотя бы до 2–2,5 %).
Дейтерий слабо захватывает тепловые нейтроны (σзахвата составляет всего 0,0003 барна), эффективность замедления высока, а время жизни теплового нейтрона в тяжелой воде составляет ~ 0,15 c (что соответствует ~ 13500 соударений).
В качестве ядерного топлива могут быть использованы как металлический уран и некоторые сплавы на его основе, так и его соединения. В первом случае часто применяются:
– компактный металлический уран;
– сплавы урана с Al, Zr, Mo, Ni, Nb и др.;
– расплавы урана в металлах, например, в висмуте;
– суспензии урановых интерметаллидов (например, UPb3) в жидком висмуте.
В качестве топлива используют некоторые жаропрочные и коррозиестойкие соединения урана. Наиболее употребимым является диоксид (UO2), более радиационно-стойкий, чем металл. Диоксид используют в чистом виде или в виде керамики, полученной прессованием и спеканием порошка UO2 и ряда других оксидов. Перспективно использование карбидов (UC, U2C3, UC2), нитридов (UN, U2N3, UN2), силицидов (U3Si, U3 Si2), арсенидов (UAs, U2As), фосфидов (UP, U3P4) и др. В гомогенных реакторах (представляющих собой раствор соли урана в замедляющей среде) возможно использование растворов сульфата или нитрата уранила, а также тонких суспензий UO2 в тяжёлой воде. Имеются проекты использования расплавов фторидов, содержащих UF4 или UF6.
В качестве ядерного топлива можно использовать 239Pu, получаемый из 238U по приведенной выше реакции. Для получения Pu используют реакторы-бридеры, конструкция которых позволяет накапливать больше дочернего делящегося материала, чем использовано U-235 (расширенное воспроизводство). Изучение способов выделения плутония является предметом специального курса, связанного с переработкой отработавшего ядерного горючего. Следует, однако, указать, что плутоний в качестве ядерного топлива может использоваться в виде практически тех же соединений, что и уран. Для уменьшения тепловыделения при распаде плутония, его, как и уран, можно «разбавлять» каким-либо металлом. Часто это приводит к улучшению условий теплосъёма. «Разбавителем» для плутония может служить Ce.
Перспективным ядерным топливом может быть искусственный изотоп урана-233, получаемый по реакции:
Смесь природных изотопов тория состоит практически на 100 % из Th-232, остальные изотопы Th-238, Th-230, Th-231 и Th-234 присутствуют в следовых количествах.
Обе цепочки превращений (238U и 232Th) осуществляются с использованием нейтронов большой энергии (быстрых нейтронов), в связи с чем соответствующие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах (БН) или реакторами размножителями (бридерами).
В случае применения в качестве ядерного топлива плутония возникает необходимость стабилизировать δ-фазу плутония, которая характеризуется повышенной коррозионной стойкостью и повышенной пластичностью. Так, в сплавах Pu–Al (от 2 до 13,5 % Al) δ-фаза плутония остаётся стабильной до 600 °С. Фиксации структуры δ-Pu способствуют добавки Ce и Ga. Легирование Pu титаном, цирконием, гафнием также позволяет значительно улучшить свойства основного металла.
Низкоплавкие эвтектики плутония с железом, кобальтом, никелем можно использовать как жидкометаллическое ядерное топливо. Для этой цели можно использовать и тройные сплавы Pu–Ce–Ni и Pu–Ce–Cо (tпл = 450 – 475 °С).
В табл. 2 и 3 приводятся составы и некоторые свойства соединений урана, плутония и тория, которые используются в качестве ядерного топлива.
Таблица 2
Дата: 2019-02-25, просмотров: 262.
