Атом - это строительный элемент Вселенной. Существует всего около сотни атомов различных типов. Большинство элементов стабильны (например, кислород и азот атмосферы; углерод, кислород и водород - основные составляющие нашего тела и всех других живых организмов). Другие элементы, главным образом очень тяжелые, нестабильны, и это означает, что они спонтанно распадаются, порождая другие элементы. Это преобразование называется ядерной реакцией.

Ядерные реакции - превращения атомных ядер при взаимодействии с элементарными частицами, г-квантами или друг с другом.

Ядерные реакции разделяют на два вида: ядерное деление и термоядерный синтез.

Ядерная реакция деления -- процесс расщепления атомного ядра на два (реже три) ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном, альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным.

Самопроизвольное (спонтанное) - это деление ядер, в процессе которого некоторые достаточно тяжелые ядра распадаются на два осколка с примерно равными массами.

Самопроизвольное деление впервые было обнаружено для природного урана. Как и любой другой вид радиоактивного распада, спонтанное деление характеризуется периодом полураспада (периодом деления). Период полураспада для спонтанного деления меняется для разных ядер в очень широких пределах (от 1018 лет для 93Np237 до нескольких десятых долей секунды для трансурановых элементов).

Вынужденное деление ядер может быть вызвано любыми частицами: фотонами, нейтронами, протонами, дейтронами, б-частицами и т.д., если энергия, которую они вносят в ядро, достаточна для преодоления барьера деления. Для атомной энергетики большее значение играет деление, вызванное нейтронами. Реакция деления тяжелых ядер осуществлена впервые на уране U235. Чтобы ядро урана распалось на два осколка, ему сообщается энергия активации. Эту энергию ядро урана получает, захватывая нейтрон. Ядро приходит в возбужденное состояние, деформируется, возникает "перемычка" между частями ядра и под действием кулоновских сил отталкивания происходит деление ядра на два осколка неравной массы. Оба осколка радиоактивны и испускают 2 или 3 вторичных нейтрона.

Рис. 4

Вторичные нейтроны поглощаются соседними ядрами урана, что вызывает их деление. При соответствующих условиях может возникнуть саморазвивающийся процесс массового деления ядер, называемый цепной ядерной реакцией. Такая реакция сопровождается выделением колоссальной энергии. Например, при полном сгорании 1 г урана выделяется 8.28·1010 Дж энергии. Ядерная реакция характеризуется тепловым эффектом, который представляет собой разность масс покоя вступающих в ядерную реакцию и образующихся в результате реакции ядер, т.е. энергетический эффект ядерной реакции определяется в основном разницей масс конечных и исходных ядер. На основании эквивалентности энергии и массы можно вычислить энергию, выделяющуюся или затраченную при протекании ядерной реакции, если точно знать массу всех ядер и частиц, участвующих в реакции. Согласно закону Эйнштейна:

• ?Е=?mс2
• ?E = (mA + mx - mB - my)c2

где mА и mх - массы соответственно ядра мишени и бомбардирующего ядра(частицы);

mB и my - массы и образующихся в результате реакции ядер.

Чем больше энергии выделяется при образовании ядра, тем оно прочнее. Энергией связи ядра называют количество энергии, требуемой для разложения ядра атома на составные части - нуклоны (протоны и нейтроны).

Примером неуправляемой цепной реакции деления может послужить взрыв атомной бомбы, управляемая ядерная реакция осуществляется в ядерных реакторах.

Термоядерный синтез - это реакция, обратная делению атомов, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Осуществление управляемого термоядерного синтеза даст человечеству новый экологически чистый и практически неисчерпаемый источник энергии, который основан на столкновении ядер изотопов водорода, а водород - самое распространенное вещество во Вселенной.

Процесс синтеза идёт с заметной интенсивностью только между лёгкими ядрами, обладающими малым положительным зарядом и только при высоких температурах, когда кинетическая энергия сталкивающихся ядер оказывается достаточной для преодоления кулоновского потенциального барьера. С несравненно большей скоростью идут реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием 2H и тритием 3H) с образованием сильно связанных ядер гелия.

2D + 3T > 4He (3,5 МэВ) + 1n (14,1 МэВ)

Эти реакции представляют наибольший интерес для проблемы управляемого термоядерного синтеза. Дейтерий содержится в морской воде. Его запасы общедоступны и очень велики: на долю дейтерия приходится около 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды, в то время как мировой океан покрывает 71% площади поверхности Земли. Реакция с участием трития является более привлекательной, т. к. сопровождается большим выделением энергии и протекает со значительной скоростью. Тритий радиоактивен (период полураспада 12,5 лет) и не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы предполагаемого термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность воспроизводства трития.

Реакция c так называемым лунным изотопом 3Не имеет ряд преимуществ по сравнению с наиболее достижимой в земных условиях дейтериево-тритиевой реакцией.

2D + 3He > 4He (3,7 МэВ) + 1p (14,7 МэВ)

Преимущества:

• 1. 3He не радиоактивен.
• 2. В десятки раз более низкий поток нейтронов из зоны реакции, что резко уменьшает наведённую радиоактивность и деградацию конструкционных материалов реактора;
• 3. Получаемые протоны, в отличие от нейтронов, легко улавливаются и могут быть использованы для дополнительной генерации электроэнергии.

Природная изотопная распространённость в атмосфере 3He составляет 0,000137 %. Большая часть 3He на Земле сохранилась со времён её образования. Он растворён в мантии и постепенно поступает в атмосферу. На Земле его добывают в очень небольших количествах, исчисляемых несколькими десятками граммов за год.

Гелий-3 является побочным продуктом реакций, протекающих на Солнце. В результате, на Луне, у которой нет атмосферы, этого ценного вещества находится до 10 миллионов тонн (по минимальным оценкам -- 500 тысяч тонн). При термоядерном синтезе, когда в реакцию вступает 1 тонна гелия-3 с 0,67 тоннами дейтерия, высвобождается энергия, эквивалентная сгоранию 15 миллионов тонн нефти (однако на настоящий момент не изучена техническая возможность осуществления данной реакции). Следовательно, населению нашей планеты лунного ресурса гелия-3 должно хватить как минимум на ближайшее тысячелетие. Основной проблемой остаётся реальность добычи гелия из лунного грунта. Содержание гелия-3 в реголите составляет ~1 г на 100 т. Поэтому для добычи тонны этого изотопа следует переработать не менее 100 миллионов тонн грунта. Температура, при которой возможно осуществление реакции термоядерного синтеза достигает величины порядка 108 - 109 К. При этой температуре вещество находится в полностью ионизированном состоянии, которое называется плазмой. Таким образом, сооружение реактора предполагает: получение плазмы, нагретой до температур в сотни миллионов градусов; сохранение плазменной конфигурации в течение времени, для протекания ядерных реакций.

Термоядерная энергетика имеет важные преимущества перед атомными станциями: в ней используется абсолютно нерадиоактивные дейтерий и изотоп гелия-3 и радиоактивный тритий, но в объемах в тысячи раз меньших, чем в атомной энергетике. А в возможных аварийных ситуациях радиоактивный фон вблизи термоядерной электростанции не превысит природных показателей. При этом на единицу веса термоядерного топлива получается примерно в 10 млн. раз больше энергии, чем при сгорании органического топлива, и примерно в 100 раз больше, чем при расщеплении ядер урана. В природных условиях термоядерные реакции протекают в недрах звёзд, в частности во внутренних областях Солнца, и служат тем постоянным источником энергии, который определяет их излучение. Сгорание водорода в звёздах идёт с малой скоростью, но гигантские размеры и плотности звёзд обеспечивают непрерывное испускание огромных потоков энергии в течение миллиардов лет.

Все химические элементы нашей планеты и Вселенной в целом образовались в результате термоядерных реакций, которые происходят в ядрах звезд. Термоядерные реакции в звездах приводят к постепенному изменению химического состава звездного вещества, что вызывает перестройку звезды и ее продвижение по эволюционному пути. Первый этап эволюции заканчивается истощением водорода в центральных областях звезды. Затем после повышения температуры, вызванного сжатием центральных слоев звезды, лишенных источников энергии, становятся эффективными термоядерные реакции горения гелия, которые сменяются горением C, O, Si и последующих элементов - вплоть до Fe и Ni. Каждому этапу звездной эволюции соответствуют определенные термоядерные реакции. Первыми в цепи таких ядерных реакций стоят водородные термоядерные реакции. Они протекают двумя путями в зависимости от начальной температуры в центре звезды. Первый путь - водородный цикл, второй путь - CNO-цикл.

Водородный цикл:

• 1H + 1H = 2D + e+ + v +1,44 МэВ
• 2D + 1H = 3He + г +5,49 МэВ

I: 3He + 3He = 4He + 21H + 12,86 МэВ

или 3He + 4He = 7Be + г + 1,59 МэВ

7Be + e- = 7Li + v + 0,862 МэВ или 7Be + 1H = 8B + г +0,137 МэВ

II: 7Li + 1H = 2 4He + 17,348 МэВ 8B = 8Be* + e+ + v + 15,08МэВ

III. 8Be* = 2 4He + 2,99 МэВ

Водородный цикл начинается реакцией столкновения двух протонов (1H, или р) с образованием ядра дейтерия (2D). Дейтерий реагирует с протоном, образуя лёгкий (лунный) изотоп гелия 3Не с испусканием гамма-фотона (г). Лунный изотоп 3Не может реагировать двумя различными путями: два ядра 3Не при столкновении образуют 4Не с отщеплением двух протонов либо 3Не соединяется с 4Не и даёт 7Ве. Последний в свою очередь захватывает либо электрон (е-), либо протон и возникает ещё одно разветвление протон - протонной цепочки реакций. В результате водородный цикл может заканчиваться тремя различными путями I, II и III. Для реализации ветви I первые две реакции В. ц. должны осуществиться дважды, поскольку в этом случае исчезают сразу два ядра 3Не. В ветви III испускаются особенно энергичные нейтрино при распаде ядра бора 8В с образованием неустойчивого ядра бериллия в возбуждённом состоянии (8Ве*), который почти мгновенно распадается на два ядра 4Не. CNO-цикл -- это совокупность трёх сцепленных друг с другом или, точнее, частично перекрывающихся циклов: CN, NO I, NO II. Синтез гелия из водорода в реакциях этого цикла протекает при участии катализаторов, роль которых играют малые примеси изотопов C, N и O в звездном веществе.

Основной путь реакции CN-цикла:

• 12C + p = 13N + г +1,95 МэВ
• 13N = 13C + e+ + н +1,37 МэВ
• 13C + p = 14N + г +7,54 МэВ (2,7·106 лет)
• 14N + p = 15O + г +7,29 МэВ (3,2·108 лет)
• 15O = 15N + e+ + н +2,76 МэВ (82 секунды)
• 15N + p = 12C + 4He +4,96 МэВ (1,12·105 лет)

Суть этого цикла состоит в непрямом синтезе б-частицы из четырёх протонов при их последовательных захватах ядрами, начиная с 12C.

В реакции с захватом протона ядром 15N возможен ещё один исход -- образование ядра 16О и рождается новый цикл NO I-цикл.

Он имеет в точности ту же структуру, что и CN-цикл:

• 14N + 1H = 15O + г +7,29 МэВ
• 15O = 15N + e+ + н +2,76 МэВ
• 15N + 1H = 16O + г +12.13 МэВ
• 16O + 1H = 17F + г +0,60 МэВ
• 17F = 17O + e+ + н +2,76 МэВ
• 17O + 1H = 14N + 4He +1,19 МэВ

NO I-цикл повышает темп энерговыделения в CN-цикле, увеличивая число ядер-катализаторов CN-цикла.

Последняя реакция этого цикла также может иметь другой исход, порождая ещё один NO II-цикл:

• 15N + 1H = 16O + г +12.13 МэВ
• 16O + 1H = 17F + г +0,60 МэВ
• 17F = 17O + e+ + н +2,76 МэВ
• 17O + 1H = 18F + г +5,61 МэВ
• 18O + 1H = 15N + 4He +3, 98 МэВ

Таким образом, циклы CN, NO I и NO II образуют тройной CNO-цикл.

Имеется ещё один очень медленный четвёртый цикл, OF-цикл, но его роль в выработке энергии ничтожно мала. Однако этот цикл является весьма важным, при объяснении происхождения 19F.

• 17O + 1H = 18F + г + 5.61 МэВ
• 18F = 18O + e+ + н + 1.656 МэВ
• 18O + 1H = 19F + г + 7.994 МэВ
• 19F + 1H = 16O + 4He + 8.114 МэВ
• 16O + 1H = 17F + г + 0.60 МэВ
• 17F = 17O + e+ + н + 2.76 МэВ

При взрывном горении водорода в поверхностных слоях звёзд, например, при вспышках сверхновых, могут развиваться очень высокие температуры, и характер CNO-цикла резко меняется. Он превращается в так называемый горячий CNO-цикл, в котором реакции идут очень быстро и запутанно.

Химические элементы тяжелее 4He начинают синтезироваться лишь после полного выгорания водорода в центральной области звезды:

4He + 4He + 4He > 12C + г + 7,367 МэВ

Реакции горения углерода:

• 12C + 12C = 20Ne + 4He +4,617 МэВ
• 12C + 12C = 23Na + 1H -2,241 МэВ
• 12C + 12C = 23Mg + 1n +2,599 МэВ
• 23Mg = 23Na + e+ + н + 8, 51 МэВ
• 12C + 12C = 24Mg + г +13,933 МэВ
• 12C + 12C = 16O + 24He -0,113 МэВ
• 24Mg + 1H = 25Al + г

При достижении температуры 5·109 K в звездах в условиях термодинамического равновесия протекает большое количество разнообразных реакций, в результате чего образуются атомные ядра вплоть до Fe и Ni.

1. Ядерная энергетика - это область науки и промышленной технологии, в которой разрабатываются и используются на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основы ядерной энергетики составляют атомные электростанции(АЭС). Источником энергии на АЭС служат ядерные реакторы, в которых протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в основном U-235 и Рu-239.

Ядерные реакторы бывают двух типов: реакторы на медленных нейтронах и реакто­ры на быстрых нейтронах. Большинство АЭС в мире построены на основе реакторов на медленных нейтронах. Первые реакторы, построенные в США (1942г.), в СССР (1946г.) и в других развитых странах, предназначались для наработки оружейного плутония Рu-239. Вы­деляющееся в них тепло представляло собой побочный продукт. Это тепло отводилось из реактора с помощью системы охлаждения и просто сбрасывалось в окружающую среду.

Мехаиизм выделения тепла в реакторе состоит в следующем. Возникающие при деле­нии ядра урана два осколка уносят огромную кинетическую энергию около 200 МэВ. Их на­чальная скорость достигает 5000 км/с. Двигаясь среди урана, замедлителя или элементов конструкции, эти осколки, сталкиваясь с атомами, передают им свою энергию и постепенно замедляются до тепловых скоростей. Активная зона реактора разогревается. Увеличивая ин­тенсивность ядерной реакции, можно достигнуть больших тепловых мощностей.

Тепло, выделяющееся в реакторе, выносится с помощью жидкого или газообразного теплоносителя. В целом реактор с теплоносителем напоминает паротрубный котел (вода протекает по трубам внутри топки и нагревается). Поэтому наряду с понятием «ядерный ре­актор» часто используют синоним «ядерный котел».

На рис. 144 показана схема АЭС, в реакторе 1. Плот­ность потока нейтронов внутри работающего реактора достигает 10 14 частиц через 1 см 2 в секунду.

Различают тепловую и электрическую мощ­ность реактора. Электрическая мощность составляет не более 30 % от тепловой. Первая в мире АЭС была построена в 1954 г. в СССР в г. Обнинске. Её тепловая мощ­ность 30 МВт, электрическая 5 МВт. Активная зона уран-графитового реактора на медлен­ных нейтронах имеет форму цилиндра диаметром 1,5 м и высотой 1,7 м. Теплоноситель -вода. Температура воды на входе в реактор + 190°С, на выходе + 280°С, давление 100 атм.

Загрузка реактора составляет 550 кг обогащенного до 5 % урана. Продолжительность работы на номинальной мощности 100 суток. Проектная глубина выгорания U-235 - 15%. Реактор содержит 128 тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Обнинская АЭС была по­строена с целью отработки технологических решений ядерной энергетики. В более поздних серийных АЭС загрузка и мощность реакторов увеличиваются в сотни раз.

2. Ядерный реактор на медленных нейтронах. Как уже говорилось в §21, основная задача при разработке ядерных реакторов заключалась в том, чтобы реактор мог работать на природном уране, т.е. добываемом химическим способом из руд и содержащем естественную смесь изотопов: U-238 (99,282%), U-235 (0,712%), U-234 (0,006%), или на сравнительно де­шевом низкообогощенпом уране, в котором содержание изотопа U-235 или Рu-239 увеличено до 2-5 %.

Для этого надо выполнить три условия: во-первых, масса делящегося вещества в реак­торе (U-235 или Рu-239) должна быть при данной его конфигурации не меньше критической. Это значит, что в среднем один нейтрон из числа получающихся в каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт деления. Во-вторых, нейтроны нужно замедлять до тепло­вых скоростей, и делать это так, чтобы свести к минимуму их потери на радиационный за­хват ядрами неделящихся материалов. В-третьих, разработать принципы и создать средства управления цепной ядерной реакцией. Хотя все эти условия взаимосвязаны, по каждому из них можно выделить основные пути их реализации.

а. Достижение критической массы делящегося вещества возможно двумя путями: простым увеличением массы урана и обогащением урана. Из-за низкой концентрации деля­щегося вещества его критическая масса в реакторе много больше, чем в атомной бомбе. На­пример, в Обнинской АЭС /m кр U-235 составляет около 25 кг. В более современных мощных реакторах m кр достигает нескольких тонн. Для сокращения потерь на утечку нейтронов из реактора его активная зона окружается отражателем нейтронов. Это вещество с лёгкими ядрами, слабо поглощающие нейтроны (графит, бериллий).

б. Замедление нейтронов . На рис.145 покачан энергетический спектр нейтронов, ис­пускаемых делящимися ядрами U-235. По оси абсцисс отложена кинетическая энергия Е нейтронов, по оси ординат - относительная частота ΔN/N повторения такой энергии в услов­ных единицах. Кривая имеет максимум при Е= 0,645 МэВ. Из рисунка видно, что при деле­нии ядер U-235 образуются преимущественно быстрые нейтроны с энергией Е > 1 МэВ.

Как уже говорилось ранее, эффективное се­чение захвата нейтронов ядрами U-235 максимально для тепловых нейтронов, когда их энергия Е< 1 Мэв. Поэтому для наиболее эффективного ис­пользования нейтронов их надо замедлять до тепло­вых скоростей. Казалось бы, это можно сделать про­стым наращиванием массы естественного урана. В этом случае нейтроны, последовательно сталкиваясь с ядрами урана, должны постепенно уменьшать свою энергию и приходить к тепловому равновесию с массой урана. Но в естественном уране на 1 ядро U-235 приходиться 140 ядер U-238. Сечение радиа­ционного захвата быстрых нейтронов ядрами U-238 невелико (σ=0,3 барна), и этот путь был бы возмо­жен, если бы не резонансная область (см. рис.139), где σ возрастает в тысячи раз. Например, при энергии нейтронов E=7эВ σ достигает 5000 барн. Нейтроны этот диапазон энергий в уране не пройдут. Они почти все будут захвачены ядрами U-238

Чтобы такого поглощения не произошло, нейтроны должны выводиться из массы урана, замедляться в слабопоглощающем нейтроны замедлителе (графит, тяжелая вода, бе­риллий) и возвращаться обратно в массу урана (диффундировать) Это достигается тем, что уран загружается в тонкие трубки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). А ТВЭЛы по­гружаются в.каналы замедлителя.

Обычно ТВЭЛы представляют собой тонкостенные трубки диаметром 15-20 мм из циркониевого сплава. Внутри ТВЭЛов закладывается ядерное топливо в виде таблеток, спрессованных из оксида урана U0 2 . Оксид не спекается при высокой температуре и легко извлекается при перезарядке ТВЭЛов. В зависимости от размеров активной зоны реактора длина ТВЭЛов может достигать 7-8 м. Монтируют ТВЭЛы по несколько штук в контейнеры, представляющие собой трубы диаметром 10-20 см или призмы. При перезарядке реакторов заменяются эти контейнеры, а их разборка и замена ТВЭЛов производится на заводе.

Сам реактор представляет собой чаще всего цилиндр, через верхнее основание кото­рого в шахматном порядке проделаны вертикальные каналы. В этих каналах размещаются контейнеры с ТВЭЛами и регулирующие стержни поглотителя.

в. Управление цепной ядерной реакцией осуществляется с помощью стержней из ма­териалов, сильно поглощающих нейтроны - кадмия 48 113 Cd и бора 5 10 В. Последний часто в ви­де карбида В 4 С (Температура плавления у кадмия 321°С, у бора 2075°С). Их сечения погло­щения, соответственно σ = 20000 и 4000 барн. Параметры поглощающих стержней рассчи­тывают так, чтобы при полностью вставленных стержнях ядерная реакция в реакторе заве­домо не шла. При постепенном вынимании стержней коэффициент размножения К в актив­ной зоне растет и при некотором положении стержня доходит до единицы. В этот момент реактор начинает работать. В процессе работы коэффициент К постепенно уменьшается за счёт загрязнения реактора осколками деления. Это уменьшение К компенсируется выдвига­нием стержней. На случай внезапного роста интенсивности реакции есть дополнительные стержни. Их быстрый сброс в активную зону немедленно прекращает реакцию.

Управление реактором облегчается благодаря наличию запаздывающих нейтронов. Их доля у разных изотопов колеблется от 0,6 до 0,8 %, у U-235 приблизительно 0,64 %. Средний период полураспада осколков деления, рождающих запаздывающие нейтроны, Т= 9 с, среднее время жизни одного поколения запаздывающих нейтронов τ= Т/ln2 = 13 с.

При стационарной работе реактора коэффициент размножения быстрых нейтронов K б = 1. Полный коэффициент К = К б + К, отличается от единицы на долю запаздывающих нейтронов и может достигать К = 1 + 0,006. Во втором поколении через 13 секунд число ней­тронов N = N 0 K 2 = N 0 (1,006)2= 1,012МN 0 . В десятом поколении через 130с их число составит N 0 K 10 = 1.062МN 0 , что еще далеко от аварийной ситуации. Поэтому автоматическая система управления, основанная на контроле за плотностью потока нейтронов в активной зоне, впол­не успевает отслеживать малейшие нюансы в работе реактора и отвечать на них перемеще­нием регулирующих стержней.

3. Отравление реактора - это накопление в нем радиоактивных продуктов. Накопление в нем стабильных продуктов называют зашлаковыванием реактора. В обоих случаях на­капливаются ядра, интенсивно поглощающие нейтроны. Сечение захвата у наиболее сильно­го отравителя ксенона-135 достигает 2,6*10 6 барн.

Механизм образования Хе-135 следующий. При делении U-235 или Рu-239 медлен­ными нейтронами с вероятностью 6 % получается осколок - ядро теллура 52 135 Тe. С периодом 0,5 мин Тe-135 испытывает β - -распад, превращаясь в ядро изотопа йода I. Этот изотоп тоже β - активен с периодом 6,7 часов. Продуктом распада I-135 и является изотоп ксенона 54 135 Хе. С периодом T= 9,2 ч Хе-135 испытывает β - распад, превращаясь в практически стабильный изотоп цезия 55 135 Сz. (/T= 3*10 6 лет).

В результате других схем распада образуются другие вредные ядра, например сама­рий 62 139 Sm . Особенно быстро отравление идет в начальный период работы реактора. С тече­нием времени устанавливается радиоактивное равновесие между продуктами распада. С это­го момента начинается рост зашлаковывания реактора.

Реактор, в котором делящееся вещество (уран), замедлитель (графит) и поглотитель (кадмий) представляют собой отдельные фазы и имеют границы раздела, называется гетеро­генным. Еели все эти элементы в жидком или газообразном состоянии представляют собой одну общую фазу, реактор называется гомогенным. Для энергетических цепей строят исклю­чительно гетерогенные реакторы.

5. Реакторы на быстрых нейтронах. Ядра U-235, Рu-239 и U-233 делятся на всех нейтронах. Поэтому если увеличить обогащение урана, например, изотопом U-235, то из-за увеличения концентрации делящихся ядер всё большая часть нейтронов будет делить ядра U-235, не выходя из массы урана. При некоторой концентрации делящихся ядер и при доста­точной массе урана в активной зоне коэффициент размножения нейтронов достигает едини­цы и без их замедления. Реактор будет работать на быстрых нейтронах (Сокращенно - бы­страя реакция).

Преимущество быстрой реакции перед медленной (то есть перед реакцией на медлен­ных нейтронах) в том, что более эффективно используются нейтроны. В результате увеличивается воспроизводство ядерного горючего. В медленной реакции из 2,5 нейтронов также 1 идёт в ядро U-235, поддерживая реак­цию, примерно 1 - в ядро U-238, образуя затем Рu-239 (ядерное горючее), и 0,5 нейтрона те­ряется. Па одно ядро "сгоревшего" U-235 получается примерно 1 ядро Рu-239. В быстрой реакции из 2,5 нейтронов также 1 идет на поддержание реакции. Но теря­ется нейтронов меньше 0,5. Поэтому в ядра U-238 попадает больше нейтронов. В результате на одно ядро «сгоревшего» U-235 образуется больше 1ядра Рu-239. Происходит расширен­ное воспроизводство ядерного горючего. Создание и эксплуатация реакторов на быстрых нейтронах сложнее, чем на медлен­ных. Во-первых, резко уменьшается объем активной зоны. Это увеличивает плотность энер­говыделения, что приводит к росту температуры и ужесточает требования к конструкцион­ным материалам и теплоносителю. Во-вторых, повышаются требования к системе управле­ния реакторами, то есть к скорости выполнения операций управляющей системой.

6. Перспективы ядерной энергетики. На сегодняшний день нормально работающие АЭС являются экологически самыми чистыми из всех энергетических источников. Они не выделяют С0 2 и S0 2 , как тепловые станции, и потому не усугубляют парниковый эффект и не заливают водой пахотные земли, как ГЭС. С учетом возможности переработки U-238 в Рu-239 и Th-232 в U-233, запасов легко доступного ядерного горючего хватит на сотни лет. Использование АЭС позволит сохранит нефть, газ и уголь для химической промышленности. Трудностей с расширением парка АЭС две. Одна объективная, суть её в том, что не до конца решены проблемы, связанные с утилизацией и захоронением отходов ядерного горю­чего и элементов конструкции, отработавших ресурс реакторов.

Вторая трудность носит субъективный характер. По сравнению с тепловыми и гидро­станциями обслуживание АЭС требует более высокой технической культуры и накладывает на человека огромную ответственность. Малейшее отступления от технологической дисцип­лины может обернуться трагедией для тысяч людей.

7. Термоядерный синтез . Из кривой распределения удельной энергии связи следует, что слияние легких ядер в одно ядро, как и деление тяжелых ядер, должно сопровождаться выделением огромного количества энергии. Все ядра несут одноимённый положительный заряд. Чтобы их сблизить на расстоя­ние, на котором начинается синтез, два взаимодействующих ядра нужно разогнать навстречу друг другу. Это можно сделать двумя путями. Во-первых, с помощью ускорителей. Этот путь громоздок и малоэффективен. Во-вторых, просто нагревая газ до необходимой темпера­туры. Поэтому реакции слияния легких ядер, инициированные нагреванием газа, называют термоядерными реакциями. Оценим температуру дейтериевого газа, при которой начинается термоядерный син­тез дейтерий + дейтерий. 1 2 Н+ 1 2 Н→ 2 3 Не + 0 1 n + 3,27 МэВ.

Для слияния ядер их нужно сблизить на расстояние r = 2*10 -15 м. Потенциальная энер­гия при таком сближении должна быть равной кинетической энергии обоих ядер в системе

центра масс. (1/4πε 0)*(e 2 /r) = 2*(mυ 2 /2) = 2*(3/2)* кТ. Температура газа Т=(1/3K)*(1/4πε 0)*(e 2 /r)=3*10 9 K. Распределение частиц по энергиям близко к максвеловскому. Поэтому всегда есть бо­лее "горячие" частицы, а также благодаря туннельному эффекту, реакция синтеза начинается при меньших температурах Т ≈ 10 7 К.

Кроме реакции особый интерес представляют ещё две: дейтерий + дейтерий и дейтерий + тритий. 2 1 Н + 1 2 Н+ 1 2 p + 4,03 МэВ. (22.3) и 1 2 Н + 1 3 Н → 2 4 Не + 0 1 n +17,59 МэВ. (22.4)

В последней реакции на единицу массы выделяется примерно в 5 раз больше энергии, чем при делении U-235. Эта энергия представляет собой кинетическую энергию движения нейтронов и образующихся ядер гелия. В земных условиях удалось реализовать реакцию ядерного синтеза в виде неуправляемого взрыва термоядерной водородной бомбы.

8. Водородная бомба представляет собой обычную атомную бомбу, ядерный заряд которой (U-235 или Ри-239) окружен бланкетом из вещества, содержащего легкие атомы. Например, дейтерида лития LiD. Возникающая при подрыве атомного заряда высокая темпе­ратура инициирует термоядерный синтез легких атомов. Благодаря этому выделяется допол­нительная энергия, увеличивающая мощность бомбы. Помимо реакций (22.1) и (22.3) в бомбе с бланкетом из дейтерида лития может идти ещё одна. 3 6 Li+ 1 1 р→ 2 4 Нe + 2 3 Не + 4МэВ. (22.5). (22.4). Но тритий – β - - активный элемент. С периодом 12 лет он превращает­ся в Не-3. Поэтому водородные заряды с тритием имеют ограниченный срок хранения и должны регулярно испытываться. Из веществ, участвующих в термоядерном синтезе, не образуется радиоактивных продуктов. Но благодаря интенсивному нейтронному потоку радиоактивность наводится в ядрах конструкционных материалов и окружающих тел. Поэтому реализовать "чистую" ре­акцию синтеза без радиоактивных отходов нельзя.

9. Проблема управляемого термоядерного синтеза (У ГС) не решена до сих пор. Ее решение очень перспективно для энергетики. В воде морей и океанов содержится примерно 0,015% дейтерия (по числу атомов). Воды на земле около 10 20 кг. Если извлечь из этой воды дейтерий, то энергия, которую можно из неё получить, эквивалентна 6*10 18 К)" тонн каменного угля, это гигантская величина (примерно 0,001 массы Земли), Поэтому дейтерий морей и океанов представляет собой практически неисчерпаемый источник энергии.

Проблема УТС сводится к двум задачам, Во-первых, нужно научиться создавать в ог­раниченном объеме высокую температуру Т>10 7 К. Во-вторых, удерживать объём разоде­той до этой температуры плазмы в течение времени, достаточного для протекания реакции синтеза ядер. Обе эти задачи далеки от решения.

10. Термоядерные реакции в звездах. По современным представлениям, звезда рож­дается из протяженных газопылевых облаков, состоящих в основном из водорода. В результате гравитационного сжатия облако уплотняется и начинает разодеваться, превращаясь в протозвезду. Когда температура в центре протозвезды достигает 10 7 К, в ней возбуждаются термоядерные реакции синтеза легких элементов, в основном, водорода Гравитационное сжатие приостанавливается возросшим газокинетическим и оптическим давлением. Протозвезда превращается в звезду. Возможны два цикла превращения водорода в гелий. Ниже перечислены основные реакции, составляющие каждый цикл. В скобках рядом с уравнениями реакций указано среднее время реакции τ, вычисленное но эффективному сечению реакции для тех давлений и температур, которые есть внутри звезды.

Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.

Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает ~71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями: 1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны; 2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов; 3) УТС допускает прямое получение электроэнергии.

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможности получения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции.

Ядерные силы и реакции.

Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ~10 –13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.

Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e – основание натуральных логарифмов, Z 1 и Z 2 – числа протонов во взаимодействующих ядрах, W – энергия их относительного сближения, а K – постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z 1 и Z 2 вероятность реакции уменьшается.

Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10 –24 см 2). Сечение реакции – это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно «попасть» другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (~5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б.

Из миллиона попадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие. Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, при которых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта – Уолтона) для УТС непригоден, так как получаемая при этом энергия намного меньше затраченной.

Термоядерные топлива.

Реакции с участием p , играющие основную роль в процессах ядерного синтеза на Солнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, поскольку имеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящим видом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий.

Но наиболее вероятная реакция реализуется в равнокомпонентной смеси дейтерия и трития (DT-смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввиду короткого периода полураспада (T 1/2 ~ 12,3 года) в природе практически не встречается. Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT – реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6 Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6 Li ® 4 He + t .

Если окружить термоядерную камеру слоем 6 Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.

Принцип действия термоядерного реактора.

Реакция слияния легких ядер, цель которой – получение полезной энергии – называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.

Временне и температурные условия.

Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива).

В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P 1 = knT , где k – численный коэффициент, n – плотность смеси (количество ядер в 1 см 3), T – требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t. Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см 3) выражается следующим образом:

где f (T ) – коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R – энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P 2 > P 1 примет вид

Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть – «число Лоусона» – зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 10 16 с/см 3 , а для равнокомпонентной DT-смеси – 2Ч10 14 с/см 3 . Таким образом, DT-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом.

В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие n либо t . Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором – с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздо больше работ, чем второму.

Магнитное удержание плазмы.

Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий – тритий при температуре 10 8 К выход определяется выражением

Если принять P равным 100 Вт/см 3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 10 15 ядер/см 3 , а соответствующее давление nT – примерно 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 10 9 К

В этом случае при P = 100 Вт/см 3 , n » 3Ч10 15 ядер/см 3 и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.

Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором – крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.

Плазма.

При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T 3/2 . Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 10 8 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.

Чтобы удержать плазму, например, при температуре 10 8 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.

Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным «пробкам». Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.

На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости.

Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию.

Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.

Системы с замкнутой магнитной конфигурацией.

Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.

Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч.

Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро «выпучиваться», так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем «выпрямляет» зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов – токамака и пинча с обращенным магнитным полем.

Открытые магнитные конфигурации.

Инерциальное удержание.

Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10 11 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~10 –12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1–2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.

Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (10 6 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.

УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ

Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.

Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля B j необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается «скручиванием» силовых линий магнитного поля (т.н. «вращательным преобразованием»). Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока B q Ј –B q вместе с B j создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если B j B q , то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения «ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками»). Токамак (рис. 5) был разработан под руководством Л.А.Арцимовича в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова в Москве. При B j ~ B q получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.

Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете (США) Л.Спитцером с сотрудниками.

Токамак.

Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является «запас устойчивости» q , равный rB j /RB q , где r и R – соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость – аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. B j B q) возможность возникновения винтовой неустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло для нагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенно улучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.

Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования.

Омический нагрев плазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, что при нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижается выделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя, поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому для нагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них – инжекция пучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение. В первом случае ускоренные до энергий 50–200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать «отражения» их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. «магнитным дивертором».

Большие токамаки созданы также в США – TFTR, в России – T15 и в Японии – JT60. Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. также ТОКАМАК .

Пинч с обращенным полем (ПОП).

Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней B q ~ B j , но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q

Достоинством конфигурации ПОП является то, что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина b) больше, чем в токамаке. Принципиально важно, чтобы b было как можно больше, поскольку это позволит уменьшить тороидальное поле, а следовательно, снизит стоимость создающих его катушек и всей несущей конструкции. Слабая сторона ПОП состоит в том, что термоизоляция у этих систем хуже, чем у токамаков, и не решена проблема поддержания обращенного поля.

Стелларатор.

В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке.

Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать «диверторное» действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции.

Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе «Вендельштейн VII» в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5Ч10 6 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.

Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ~50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.

При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.

Реакторная технология.

Перспективы термоядерных исследований.

Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект «Ариес» (США).

​Ученые Принстонской лаборатории физики плазмы предложили идею самого долговечного устройства для ядерного синтеза, которое сможет работать более 60 лет. В данный момент это трудноосуществимая задача: ученые бьются над тем, чтобы заставить термоядерный реактор проработать в течение нескольких минут - а тут годы. Несмотря на сложность, строительство термоядерного реактора - одна из самых перспективных задач науки, которая может принести огромную пользу. Рассказываем, что нужно знать о термоядерном синтезе.

1. Что такое термоядерный синтез?

Не пугайтесь этого громоздкого словосочетания, на деле все довольно просто. Термоядерный синтез - это разновидность ядерной реакции.

В ходе ядерной реакции ядро атома взаимодействует либо с элементарной частицей, либо с ядром другого атома, за счет чего состав и строение ядра изменяются. Тяжелое атомное ядро может распасться на два-три более легких - это реакция деления. Существует также реакция синтеза: это когда два легких атомных ядра сливаются в одно тяжелое.

В отличие от ядерного деления, которое может проходить как самопроизвольно, так и вынужденно, ядерный синтез невозможен без подвода внешней энергии. Как известно, притягиваются противоположности, но вот атомные ядра заряжены положительно - поэтому они отталкиваются друг от друга. Эта ситуация называется кулоновским барьером. Чтобы преодолеть отталкивание, необходимо разогнать эти частицы до сумасшедших скоростей. Это можно осуществить при очень высокой температуре - порядка нескольких миллионов кельвинов. Именно такие реакции и называются термоядерными.

2. Зачем нам термоядерный синтез?

В ходе ядерных и термоядерных реакций выделяется огромное количество энергии, которую можно использовать в различных целях - можно создать мощнейшее оружие, а можно преобразовать ядерную энергию в электричество и снабдить им весь мир. Энергия распада ядра давно используется на атомных электростанциях. Но термоядерная энергетика выглядит перспективнее. При термоядерной реакции на каждый нуклон (так называются составляющие ядра, протоны и нейтроны) выделяется намного больше энергии, чем при ядерной реакции. К примеру, при делении ядра урана на один нуклон приходится 0,9 МэВ (мегаэлектронвольт), а при синтезе ядра гелия из ядер водорода выделяется энергия, равная 6 МэВ. Поэтому ученые учатся проводить термоядерные реакции.

Исследования термоядерного синтеза и строительство реакторов позволяют расширить высокотехнологичное производство, которое полезно и в других сферах науки и хай-тека.

3. Какие бывают термоядерные реакции?

Термоядерные реакции делят на самоподдерживающиеся, неуправляемые (используются в водородных бомбах) и управляемые (подходят для мирных целей).

Самоподдерживающиеся реакции проходят в недрах звезд. Однако на Земле нет условий для проведения таких реакций.

Неуправляемый, или взрывной термоядерный синтез люди проводят давно. В 1952 году в ходе операции "Иви Майк" американцы взорвали первое в мире термоядерное взрывное устройство, которое не имело практической ценности в качестве оружия. А в октябре 1961 года прошли испытания первой в мире термоядерной (водородной) бомбы ("Царь-бомба", "Кузькина мать"), разработанной советскими учеными под руководством Игоря Курчатова. Это было самое мощное взрывное устройство за всю историю человечества: полная энергия взрыва, по разным данным, составляла от 57 до 58,6 мегатонн в тротиловом эквиваленте. Чтобы взорвать водородную бомбу, необходимо сначала в ходе обычного ядерного взрыва получить высокую температуру - лишь тогда атомные ядра начнут реагировать.

Мощность взрыва при неуправляемой ядерной реакции очень велика, кроме того, высока доля радиоактивного загрязнения. Поэтому чтобы использовать термоядерную энергию в мирных целях, необходимо научиться ею управлять.

4. Что нужно для управляемой термоядерной реакции?

Удержать плазму!

Непонятно? Сейчас поясним.

Во-первых, атомные ядра. В ядерной энергетике используются изотопы - атомы, отличающиеся друг от друга количеством нейтронов и, соответственно, атомной массой. Изотоп водорода дейтерий (D) добывают из воды. Сверхтяжелый водород или тритий (Т) - радиоактивный изотоп водорода, который является побочным продуктом реакций распада, проводимых на обычных ядерных реакторах. Также в термоядерных реакциях используется легкий изотоп водорода - протий: это единственный стабильный элемент, не имеющий нейтронов в ядре. Гелий-3 содержится на Земле в ничтожно малых количествах, зато его очень много в лунном грунте (реголите): в 80-х гг НАСА разрабатывало план гипотетических установок по переработке реголита и выделению ценного изотопа. Зато на нашей планете широко распространен другой изотоп - бор-11. 80% бора на Земле - это необходимый ядерщикам изотоп.

Во-вторых, очень высокая температура. Вещество, участвующее в термоядерной реакции, должно представлять собой практически полностью ионизированную плазму - это газ, в котором отдельно плавают свободные электроны и ионы различных зарядов. Чтобы превратить вещество в плазму, необходима температура 10 7 –10 8 К - это сотни миллионов градусов Цельсия! Такие сверхвысокие температуры можно получить путем создания в плазме электрических разрядов большой мощности.

Однако просто нагреть необходимые химические элементы нельзя. Любой реактор моментально испарится при таких температурах. Здесь требуется совершенно иной подход. На сегодняшний день удается удерживать плазму на ограниченной территории с помощью сверхмощных электрических магнитов. Но полноценно использовать получаемую в результате термоядерной реакции энергию пока не удается: даже под воздействием магнитного поля плазма растекается в пространстве.

5. Какие реакции наиболее перспективны?

В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий (2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B).

Вот как выглядят самые интересные реакции.

1) 2 D+ 3 T -> 4 He (3.5 MeV) + n (14.1 MeV) - реакция дейтерий-тритий.

2) 2 D+ 2 D -> 3 T (1.01 MeV) + p (3.02 MeV) 50%

2 D+ 2 D -> 3 He (0.82 MeV) + n (2.45 MeV) 50% - это так называемое монотопливо из дейтерия.

Реакции 1 и 2 чреваты нейтронным радиоактивным загрязнением. Поэтому наиболее перспективны "безнейтронные" реакции.

3) 2 D+ 3 He -> 4 He (3.6 MeV) + p (14.7 MeV) - дейтерий реагирует с гелием-3. Проблема в том, что гелий-3 чрезвычайно редок. Однако безнейтронный выход делает эту реакцию перспективной.

4) p+ 11 B -> 3 4 He + 8.7 MeV - бор-11 реагирует с протием, в результате получаются альфа-частицы, которые можно поглотить алюминиевой фольгой.

6. Где провести такую реакцию?

Естественным термоядерным реактором является звезда. В ней плазма удерживается под действием гравитации, а излучение поглощается - таким образом, ядро не остывает.

На Земле же термоядерные реакции можно провести лишь в специальных установках.

Импульсные системы. В таких системах дейтерий и тритий облучают сверхмощными лазерными лучи или пучками электронов/ионов. Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов. Однако такие системы невыгодно использовать в промышленных масштабах: на разгон атомов тратится намного больше энергии, чем получается в результате синтеза, так как не все разгоняемые атомы вступают в реакцию. Поэтому многие страны строят квазистационарные системы.

Квазистационарные системы. В таких реакторах плазма удерживается с помощью магнитного поля при низком давлении и высокой температуре. Существует три типа реакторов, основанных на различных конфигурациях магнитного поля. Это токамаки, стеллараторы (торсатроны) и зеркальные ловушки.

Токамак расшифровывается как "тороидальная камера с магнитными катушками". Это камера в виде "бублика" (тора), на которую намотаны катушки. Главной особенностью токамака является использование переменного электрического тока, который протекает через плазму, нагревает ее и, создавая вокруг себя магнитное поле, удерживает ее.

В стеллараторе (торсатроне) магнитное поле полностью удерживается с помощью магнитных катушек и, в отличие от токамака, может работать постоянно.

В зеркальных (открытых) ловушках используется принцип отражения. Камера с двух сторон закрыта магнитными "пробками", которые отражают плазму, удерживая ее в реакторе.

Долгое время зеркальные ловушки и токамаки боролись за первенство. Изначально концепция ловушки казалась более простой и потому более дешевой. В начале 60-х годов открытые ловушки обильно финансировались, однако нестабильность плазмы и неудачные попытки удержать ее магнитным полем заставляли усложнять эти установки - простые на вид конструкции превратились в адские машины, и добиться стабильного результата не выходило. Поэтому в 80-х годах на первый план вышли токамаки. В 1984 году был запущен европейский токамак JET, стоимость которого составила всего 180 млн долларов и параметры которого позволяли провести термоядерную реакцию. В СССР и Франции проектировали сверхпроводящие токамаки, которые почти не тратили энергию на работу магнитной системы.

7. Кто сейчас учится проводить термоядерные реакции?

Многие страны строят свои термоядерные реакторы. Свои экспериментальные реакторы есть в Казахстане, Китае, США и Японии. Курчатовский институт работает над реактором IGNITOR. Германия запустила термоядерный реактор-стелларатор Wendelstein 7-X.

Наиболее известен международный проект токамака ИТЭР (ITER, Международный экспериментальный термоядерный реактор) в исследовательском центре Кадараш (Франция). Его строительство предполагалось закончить в 2016 году, однако размеры необходимого финансового обеспечения выросли, а сроки экспериментов сдвинулись на 2025 год. В деятельности ИТЭР участвует Евросоюз, США, Китай, Индия, Япония, Южная Корея и Россия . Основную долю в финансировании играет ЕС (45%), остальные участники поставляют высокотехнологичное оборудование. В частности, Россия производит сверхпроводниковые материалы и кабели, радиолампы для нагрева плазмы (гиротроны) и предохранители для сверхпроводящих катушек, а также компоненты для сложнейшей детали реактора - первой стенки, которая должна выдержать электромагнитные силы, нейтронное излучение и излучение плазмы.

8. Почему мы до сих пор не пользуемся термоядерными реакторами?

Современные установки токамак - не термоядерные реакторы, а исследовательские установки, в которых возможно лишь на некоторое время существование и сохранение плазмы. Дело в том, что ученые пока не научились удерживать плазму в реакторе на длительный срок.

На данный момент одним из самых больших достижений в области ядерного синтеза считается успех немецких ученых, которым удалось нагреть водородный газ до 80 миллионов градусов по Цельсию и поддерживать облако плазмы водорода в течение четверти секунды. А в Китае водородную плазму нагрели до 49.999 миллионов градусов и продержали ее 102 секунды. Российским ученым из (Институт ядерной физики имени Г. И. Будкера, Новосибирск) удалось добиться стабильного нагрева плазмы до десяти миллионов градусов Цельсия. Однако недавно американцы предложили способ удержания плазмы в течение 60 лет - и это внушает оптимизм.

Кроме того, ведутся споры относительно рентабельности термоядерного синтеза в промышленности. Неизвестно, покроют ли выгоды от производства электроэнергии затраты на термоядерный синтез. Предлагается экспериментировать с реакциями (например, отказаться от традиционной реакции дейтерий-тритий или монотоплива в пользу других реакций), конструкционными материалами - а то и отказаться от идеи промышленного термоядерного синтеза, используя лишь его для отдельных реакций в реакциях деления. Однако ученые все равно продолжают эксперименты.

9. Безопасны ли термоядерные реакторы?

Относительно. Тритий, который используется в термоядерных реакциях, радиоактивен. Кроме того, нейроны, выделяющиеся в результате синтеза, облучают конструкцию реактора. Сами элементы реактора покрываются радиоактивной пылью из-за воздействия плазмы.

Тем не менее, термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Радиоактивных веществ в реакторе относительно мало. Кроме того, сама конструкция реактора предполагает отсутствие "дыр", через которые может просочиться радиация. Вакуумная камера реактора должна быть герметичной, иначе реактор просто не сможет работать. При строительстве термоядерных реакторов применяются испытанные ядерной энергетикой материалы, а в помещениях поддерживается пониженное давление.

Когда появятся термоядерные электростанции?

Ученые чаще всего говорят, что-то вроде “через 20 лет мы решим все принципиальные вопросы”. Инженеры из атомной индустрии говорят про вторую половину 21 века. Политики рассуждают про море чистой энергии за копейки, не утруждая себя датами.

Как ученые ищут темную материю в недрах Земли

Сотни миллионов лет назад минералы под земной поверхностью могли сохранять в себе следы загадочного вещества. Осталось только до них добраться. ​Больше двух десятков подземных лабораторий, разбросанных по всему миру, заняты поиском темной материи.

Как сибирские ученые помогли человеку улететь к звездам

​12 апреля 1961 года Юрий Гагарин совершил первый полет в космос - добродушная улыбка летчика и его бодрое "Поехали!" стали триумфом советской космонавтики. Чтобы этот полет состоялся, ученые по всей стране ломали головы, как же сделать такую ракету, которая бы выдержала все опасности неизведанного космоса, - здесь не обошлось без идей ученых Сибирского отделения Академии наук.

Энциклопедичный YouTube

1 / 5

✪ Ядерный Ракетный Двигатель Новейшие Технологии 2016

✪ В России собрали первый в мире ядерный космический двигатель.

✪ Горизонты атома (26.03.2016): Ядерные технологии безопасности

✪ Ядерный реактор вместо сердца?

✪ Ядерная энергетика и технологии

Субтитры

Физика

Атомные ядра состоят из двух типов нуклонов - протонов и нейтронов . Их удерживает вместе так называемое сильное взаимодействие . При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего количества нуклонов в ядре, как показано на графике справа. Из графика видно, что у легких ядер с увеличением количества нуклонов энергия связи растет, а у тяжелых падает. Если добавлять нуклоны в легкие ядра или удалять нуклоны из тяжелых атомов, то эта разница в энергии связи будет выделяться в виде кинетической энергии частиц, высвобождающихся в результате этих действий. Кинетическая энергия (энергия движения) частиц переходит в тепловое движение атомов после соударения частиц с атомами. Таким образом ядерная энергия проявляется в виде нагрева.

Изменение состава ядра называется ядерным превращением или ядерной реакцией . Ядерная реакция с увеличением количества нуклонов в ядре называется термоядерной реакцией или ядерным синтезом . Ядерная реакция с уменьшением количества нуклонов в ядре именуют ядерным распадом или делением ядра .

Деление ядра

Деление ядра может быть самопроизвольным (спонтанным) и вызванным внешним воздействием (индуцированным).

Спонтанное деление

Современная наука считает что все химические элементы тяжелее водорода были синтезированы в результате термоядерных реакций внутри звезд . В зависимости от количества протонов и нейтронов ядро может быть стабильно или проявлять склонность к самопроизвольному делению на несколько частей. После окончания жизни звезд стабильные атомы образовали известный нам мир, а нестабильные постепенно распадались до образования стабильных. На Земле до наших дней в промышленных количествах сохранилось только два таких нестабильных (радиоактивных ) химических элемента - уран и торий . Другие нестабильные элементы получают искусственно в ускорителях или реакторах.

Цепная реакция

Некоторые тяжелые ядра легко присоединяют внешний свободный нейтрон , становятся при этом нестабильными и распадаются, выбрасывая несколько новых свободных нейтронов. В свою очередь эти освободившиеся нейтроны могут попасть в соседние ядра и также вызвать их распад с выходом очередных свободных нейтронов. Такой процесс именуется цепной реакцией . Чтобы цепная реакция произошла, нужно создать специфические условия: сконцентрировать в одном месте достаточно много вещества, способного к цепной реакции. Плотность и объем этого вещества должны быть достаточны чтобы свободные нейтроны не успевали покинуть вещество, взаимодействуя с ядрами с высокой вероятностью. Эту вероятность характеризует коэффициент размножения нейтронов . Когда объем, плотность и конфигурация вещества позволят коэффициенту размножения нейтронов достичь единицы, то начнется самоподдерживающаяся цепная реакция, а массу делящегося вещества назовут критическая масса . Естественно, каждый распад в этой цепочке приводит к выделению энергии.

Люди научились осуществлять цепную реакцию в специальных конструкциях. В зависимости от требуемых темпов цепной реакции и её тепловыделения эти конструкции называются ядерным оружием или ядерными реакторами . В ядерном оружии осуществляется лавинообразная неуправляемая цепная реакция с максимально достижимым коэффициентом размножения нейтронов чтобы достичь максимального энерговыделения прежде чем наступит тепловое разрушение конструкции. В ядерных реакторах стараются достичь стабильного нейтронного потока и тепловыделения, чтобы реактор выполнял свои задачи и не разрушился от избыточных тепловых нагрузок. Такой процесс называют управляемой цепной реакцией.

Управляемая цепная реакция

В ядерных реакторах создают условия для управляемой цепной реакции . Как понятно из смысла цепной реакции, ее темпом можно управлять меняя коэффициент размножения нейтронов. Для этого можно менять разнообразные параметры конструкции: плотность делящегося вещества, энергетический спектр нейтронов, вводить вещества-поглотители нейтронов, добавлять нейтроны от внешних источников и т. п.

Однако цепная реакция очень быстрый лавинообразный процесс, надежно управлять им напрямую практически невозможно. Поэтому для управления цепной реакцией огромное значение имеют запаздывающие нейтроны - нейтроны, образующиеся при спонтанном распаде нестабильных изотопов, образовавшихся в результате первичных распадов делящегося материала. Время от первичного распада до запаздывающих нейтронов варьируется от миллисекунд до минут, а доля запаздывающих нейтронов в нейтронном балансе реактора достигает единиц процентов. Такие значения времени уже позволяют регулировать процесс механическими методами. Коэффициент размножения нейтронов с учетом запаздывающих нейтронов называют эффективным коэффициентом размножения нейтронов , а вместо критической массы ввели понятие реактивность ядерного реактора .

На динамику управляемой цепной реакции также влияют другие продукты деления, некоторые из которых могут эффективно поглощать нейтроны (так называемые нейтронные яды). После начала цепной реакции они накапливаются в реакторе, уменьшая эффективный коэффициент размножения нейтронов и реактивность реактора. Через некоторое время наступает баланс накопления и распада таких изотопов и реактор входит в стабильный режим. Если заглушить реактор то нейтронные яды еще долгое время сохраняются в реакторе, усложняя его повторный запуск. Характерное время жизни нейтронных ядов в цепочке распада урана до полусуток. Нейтронные яды мешают ядерным реакторам быстро изменять мощность.

Ядерный синтез

Нейтронный спектр

Распределение энергий нейтронов в нейтронном потоке принято называть спектром нейтронов . Энергия нейтрона определяет схему взаимодействия нейтрона с ядром. Принято выделять несколько диапазонов энергий нейтронов, из которых для ядерных технологий значимыми являются:

• Тепловые нейтроны. Названы так поскольку находятся в энергетическом равновесии с тепловыми колебаниями атомов и не передают им свою энергию при упругих взаимодействиях.
• Резонансные нейтроны. Названы так поскольку сечение взаимодействия некоторых изотопов с нейтронами этих энергий имеет ярко выраженные неравномерности.
• Быстрые нейтроны. Нейтроны этих энергий обычно получаются в результате ядерных реакций.

Мгновенные и запаздывающие нейтроны

Цепная реакция очень быстрый процесс. Время жизни одного поколения нейтронов (то есть среднее время от возникновения свободного нейтрона до его поглощения следующим атомом и рождения следующих свободных нейтронов) много менее микросекунды. Такие нейтроны называют мгновенными . При цепной реакции с коэффициентом размножения 1,1 через 6 мкс количество мгновенных нейтронов и выделяемая энергия вырастут в 10 26 раз. Надежно управлять таким быстрым процессом невозможно. Поэтому для управляемой цепной реакции огромное значение имеют запаздывающие нейтроны . Запаздывающие нейтроны возникают при самопроизвольном распаде осколков деления, оставшихся после первичных ядерных реакций.

Материаловедение

Изотопы

В окружающей природе люди обычно сталкиваются со свойствами веществ, обусловленными структурой электронных оболочек атомов. Например, именно электронные оболочки целиком отвечают за химические свойства атома. Поэтому до ядерной эры наука не разделяла вещества по массе ядра, а только по его электрическому заряду. Однако с появлением ядерных технологий выяснилось что все хорошо известные простые химические элементы имеют множество - иной раз десятки - разновидностей с разным количеством нейтронов в ядре и, соответственно, совершенно различными ядерными свойствами. Эти разновидности стали называть изотопами химических элементов. Большинство встречающихся в природе химических элементов является смесями нескольких разных изотопов.

Подавляющее большинство известных изотопов являются нестабильными и в природе не встречаются. Их получают искусственно для изучения либо использования в ядерных технологиях. Разделение смесей изотопов одного химического элемента, искусственное получение изотопов, изучение свойств этих изотопов - одни из основных задач ядерных технологий.

Делящиеся материалы

Некоторые изотопы нестабильны и распадаются. Однако распад происходит не сразу после синтеза изотопа а спустя некоторое характерное для этого изотопа время, называемое периодом полураспада . Из названия очевидно что это время, за которое распадается половина имевшихся ядер нестабильного изотопа.

В природе нестабильные изотопы почти не встречаются, поскольку даже самые долгоживущие успели полностью распасться за те миллиарды лет что прошли после синтеза окружающих нас веществ в термоядерной топке давно угасшей звезды. Исключений только три: это два изотопа урана (уран-235 и уран-238) и один изотоп тория - торий-232 . Кроме них в природе можно найти следы других нестабильных изотопов, образовавшихся в результате природных ядерных реакций: распада этих трех исключений и воздействия космических лучей на верхние слои атмосферы.

Нестабильные изотопы являются основой практически всех ядерных технологий.

Поддерживающие цепную реакцию

Отдельно выделяют очень важную для ядерных технологий группу нестабильных изотопов, способных к поддержанию ядерной цепной реакции. Чтобы поддерживать цепную реакцию изотоп должен хорошо поглощать нейтроны с последующим распадом, в результате которого образуется несколько новых свободных нейтронов. Человечеству невероятно повезло, что среди сохранившихся в природе в промышленных количествах нестабильных изотопов оказался один, поддерживающий цепную реакцию: уран-235 .

Конструкционные материалы

История

Открытие

В начале ХХ века огромный вклад в изучение ионизирующих излучений и структуры атомов внес Резерфорд . В Эрнест Уолтон и Джон Кокрофт смогли впервые расщепить ядро атома.

Оружейные ядерные программы

В конце 30-х годов ХХ века физики осознали возможность создания мощного оружия на основе цепной ядерной реакции. Это привело к высокому интересу государства к ядерным технологиям. Первая масштабная государственная атомная программа появилась в Германии в 1939 году (см. немецкая ядерная программа). Однако война осложнила снабжение программы и после разгрома Германии в 1945 году программа была закрыта без значимых результатов. В 1943 году в США началась масштабная программа под кодовым названием Манхэттенский проект . В 1945 году в рамках этой программы была создана и испытана первая в мире ядерная бомба. Ядерные исследования в СССР велись с 20-х годов. В 1940 году прорабатывается первая советская теоретическая конструкция ядерной бомбы . Ядерные разработки в СССР становятся секретными с 1941 года. Первая советская ядерная бомба испытана в 1949 году.

Основной вклад в энерговыделение первых ядерных боеприпасов вносила реакция деления. Тем не менее реакция синтеза находила применение в качестве дополнительного источника нейтронов для увеличения количества прореагировавшего делящегося вещества. В 1952 году в США и 1953 в СССР были испытаны конструкции, в которых бо́льшая часть энерговыделения создавалась реакцией синтеза. Такое оружие назвали термоядерным. В термоядерном боеприпасе реакция деления служит для «поджига» термоядерной реакции, не внося существенного вклада в общую энергетику оружия.

Ядерная энергетика

Первые ядерные реакторы были либо экспериментальными либо оружейными, то есть предназначенными для наработки оружейного плутония из урана. Создаваемое ими тепло сбрасывали в окружающую среду. Низкие рабочие мощности и малые разницы температур затрудняли эффективное использование такого низкопотенциального тепла для работы традиционных тепловых машин. В 1951 году было первое использование этого тепла для электрогенерации: в США в контур охлаждения экспериментального реактора установили паровую турбину с электрогенератором. В 1954 году в СССР построили первую атомную электростанцию, изначально спроектированную для целей электроэнергетики.

Технологии

Ядерное оружие

Существует много способов нанести вред человеку с помощью ядерных технологий. Но на вооружение государств приняли только ядерное оружие взрывного действия на основе цепной реакции. Принцип работы такого оружия прост: нужно максимально увеличить коэффициент размножения нейтронов в цепной реакции, чтобы как можно больше ядер вступило в реакцию и выделило энергию до того как конструкция оружия будет разрушена выделяющимся теплом. Для этого надо либо увеличить массу делящегося вещества либо увеличить его плотность. Причем сделать это надо максимально быстро, иначе медленный рост энерговыделения расплавит и испарит конструкцию без взрыва. Соответственно было разработано два подхода к построению ядерного взрывного устройства:

• Схема с увеличением массы, так называемая пушечная схема. Два подкритических куска делящегося вещества устанавливались в стволе артиллерийского орудия. Один кусок закреплялся в конце ствола, другой выступал в роли снаряда. Выстрел сближал куски, начиналась цепная реакция и происходило взрывное энерговыделение. Достижимые скорости сближения в такой схеме ограничивались парой км/сек.
• Схема с увеличением плотности, так называемая имплозивная схема. Основана на особенностях металлургии искусственного изотопа плутония . Плутоний способен образовывать стабильные аллотропные модификации , различающиеся плотностью. Ударная волна, проходя по объему металла, способна перевести плутоний из неустойчивой модификации низкой плотности в высокоплотную. Эта особенность позволила переводить плутоний из низкоплотного подкритичного состояния в сверхкритичное со скоростью распространения ударной волны в металле. Для создания ударной волны применили обычную химическую взрывчатку, расположив её вокруг плутониевой сборки так, чтобы взрыв обжимал шарообразную сборку со всех сторон.

Обе схемы были созданы и испытаны практически одновременно, но имплозивная схема оказалась эффективнее и компактнее.

Нейтронные источники

Другим ограничителем энерговыделения является скорость роста количества нейтронов в цепной реакции. В подкритическом делящемся материале идет самопроизвольный распад атомов. Нейтроны этих распадов становятся первыми в лавинообразной цепной реакции. Однако для максимального энерговыделения выгодно сначала убрать все нейтроны из вещества, потом перевести его в сверхкритическое состояние и только потом ввести в вещество запальные нейтроны в максимальном количестве. Чтобы добиться этого выбирают делящееся вещество с минимальным загрязнением свободными нейтронами от самопроизвольных распадов, а в момент перевода в сверхкритическое состояние добавляют нейтронов из внешних импульсных источников нейтронов.

Источники дополнительных нейтронов строятся на разных физических принципах. Первоначально распространение получили взрывные источники, основанные на перемешивании двух веществ. Радиоактивный изотоп, обычно полоний-210 , перемешивался с изотопом бериллия . Альфа излучение полония вызывало ядерную реакцию бериллия с выходом нейтронов. Впоследствии их заменили на источники на базе миниатюрных ускорителей, на мишени которых осуществлялась реакция ядерного синтеза с нейтронным выходом.

Помимо запальных источников нейтронов оказалось выгодно вводить в схему дополнительные источники, срабатывающие от начавшейся цепной реакции. Такие источники строились на основе реакций синтеза легких элементов. Ампулы с веществами типа дейтерида лития-6 устанавливались в полость в центре плутониевой ядерной сборки. Потоки нейтронов и гамма-лучей от развивающейся цепной реакции разогревали ампулу до температур термоядерного синтеза, а плазма взрыва обжимала ампулу, помогая температуре давлением. Начиналась реакция синтеза, поставлявшая дополнительные нейтроны для цепной реакции деления.

Термоядерное оружие

Источники нейтронов на основе реакции синтеза сами были значительным источником тепла. Однако размеры полости в центре плутониевой сборки не могли вместить много вещества для синтеза, а при размещении вне плутониевого делящегося ядра не удалось бы получить требуемых для синтеза условий по температуре и давлению. Необходимо было окружить вещество для синтеза дополнительной оболочкой, которая, воспринимая энергию ядерного взрыва, обеспечило бы ударное обжатие. Сделали большую ампулу из урана-235 и установили ее рядом с ядерным зарядом. Мощные потоки нейтронов от цепной реакции вызовут лавину делений атомов урана ампулы. Несмотря на подкритичность конструкции урановой ампулы суммарное действие гамма лучей и нейтронов от цепной реакции запального ядерного взрыва и собственных делений ядер ампулы позволит создать внутри ампулы условия для синтеза. Теперь размеры ампулы с веществом для синтеза оказались практически неограничены и вклад энерговыделения от ядерного синтеза многократно превысил энерговыделение запального ядерного взрыва. Такое оружие стали называть термоядерным.

.

На основе управляемой цепной реакции деления тяжелых ядер. В настоящее время это единственная ядерная технология, обеспечивающая экономически оправданную промышленную генерацию электроэнергии на атомных электростанциях .

На основе реакции синтеза легких ядер. Несмотря на хорошо известную физику процесса построить экономически оправданную электростанцию пока не удалось.

Атомная электростанция

Сердцем атомной электростанции является ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер. Энергия ядерных реакций выделяется в виде кинетической энергии осколков деления и превращается в тепло за счет упругих соударений этих осколков с другими атомами.

Топливный цикл

Известен лишь один природный изотоп, способный к цепной реакции - уран-235 . Его промышленные запасы невелики. Поэтому уже сегодня инженеры ищут пути наработки дешевых искусственных изотопов, поддерживающих цепную реакцию. Наиболее перспективен плутоний, нарабатывающийся из распространенного изотопа уран-238 путём захвата нейтрона без деления. Его несложно нарабатывать в тех же энергетических реакторах как побочный продукт. При определенных условиях возможна ситуация, когда наработка искусственного делящегося материала полностью покрывает потребности имеющихся АЭС. В этом случае говорят о замкнутом топливном цикле , не требующем поступления делящегося материала из природного источника.

Ядерные отходы

Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) и конструкционные материалы реактора с наведенной радиоактивностью являются мощными источниками опасных ионизирующих излучений. Технологии работы с ними интенсивно совершенствуются в направлении минимизации количества захораниваемых отходов и уменьшения срока их опасности. ОЯТ также является источником ценных радиоактивных изотопов для промышленности и медицины. Переработка ОЯТ необходимый этап замыкания топливного цикла.

Ядерная безопасность

Использование в медицине

В медицине обычно используются различные нестабильные элементы для проведения исследований или терапии.