Электроника Физика Электротехника Полупроводниковые материалы Теория конструктивных материалов Курс черчения Контольная работа

Конспект курса лекций по физике. Атомная физика

Мирное применение реакций деления

Очевидно, что для созидательного использования ядерной энергии нужно уметь регулировать ее выделение, т. е. получить управляемую реакцию деления. Это осуществляется в ядерных реакторах. Первый реактор создан в США в 1942 г., в России — в 1946 г., а в 1954 г. введена первая промышленная АЭС мощностью 5000 кВт.

В результате реакций деления природного урана, состоящего в основном из 238U, выделяются нейтроны с энергиями ~0,7 МэВ. Они приводят к делению 235U, содержащегося в природном уране в небольшом количестве. В то же время ядра 238U такими нейтронами не делятся — происходит лишь их радиационный захват. Так как этот процесс преобладает» то коэффициент размножения нейтронов меньше единицы. Поэтому для поддержания реакции необходимо увеличить вероятность первого процесса и уменьшить вероятность второго. И то, и другое достигается при уменьшении энергии нейтронов. В качестве замедлителей применяют такие ядра, которые меньше других захватывают нейтроны и в то же время эффективно уменьшают их энергию при столкновениях. Этим требованиям удовлетворяют ядра бериллия, углерода (который применяют в виде графита) или дейтерия, содержащегося в тяжелой воде D2O. С помощью таких замедлителей создают реакторы на медленных нейтронах.

Отдельные блоки урана размещают, например, в графитовом замедлителе. Тепловая энергия, выделяющаяся при делении, воспринимается циркулирующим теплоносителем, в качестве которого служит вода или щелочной металл. Коэффициент размножения нейтронов автоматически регулируется на уровне I подъемом или опусканием стержня, который эффективно поглощает нейтроны (кадмий или бор).

Другая возможность состоит в том, чтобы в делящемся материале увеличить относительное содержание 235U, т. е. обогатить уран этим изотопом. Если количество таких ядер достаточно велико, то они смогут поддерживать реакцию и на быстрых нейтронах, несмотря на захват части нейтронов ядрами 238U. Такой реактор на быстрых нейтронах не только даст энергию, но и воспроизводит топливо в виде 239Рu, образующегося из 238U (реактор-размножитель, или «бридер»). Например, во Франции запущен подобный реактор мощностью 1200 МВт, а в России разработан реактор на 1500 МВт. Ядерные электростанции занимают весьма заметное место в общем энергетическом балансе: в России — 12%, во Франции — 70%, в США — 23%. В мире сейчас работает около 400 атомных реакторов, в России их было 40 общей мощностью 28.106 кВт. Ядерные реакторы используют и в качестве силовых установок, например, подводных лодок, что обеспечивает длительную автономность плавания.

Авария в Чернобыле свидетельствует, что не только ядерное оружие, но и недостаточная надежность АЭС могут привести к необратимым крупномасштабным последствиям.

Ядерные реакции применяют не только с целью получения энергии. Они позволяют, например, выяснять все более глубокие закономерности строения материи и создавать новые элементы (трансурановые). Такие реакции осуществляют, в основном, искусственно с помощью ускорителей, внедряющих в ядра различных мишеней те или иные частицы. Уже упоминалось, что рассеяние нейтронов на моно- и поликристаллах применяется для исследования их строения (нейтронография), а резонансное поглощение g-квантов дает очень тонкий метод анализа атомов и ядер. Большая проникающая способность g-излучения позволяет использовать его и для обнаружения раковин и трещин в отливках, сварных швах, корпусах и деталях (гамма-дефектоскопия). Потоки быстрых частиц, пробивая очень малые отверстия в органических пленках, позволяют создавать ядерные фильтры, которые применяют для тонкой очистки и разделения компонентов различных смесей. Потоки радиоактивного излучения применяют в медицине (онкология).

Большое применение находят радиоактивные изотопы или, как их называют, меченые атомы. Оно основано на двух обстоятельствах. Во-первых, они имеют точно такие же электронные оболочки, как и стабильные изотопы, а следовательно, такие же физико-химические свойства. Поэтому они могут вступать в такие же химические соединения, находиться в том или ином агрегатном состоянии, подвергаться всевозможным внешним воздействиям (кроме ядерных) и при этом их активность остается постоянной (на примере С можно убедиться о возможности определения возраста, например, мумий). Во-вторых, большая энергия радиоактивного излучения позволяет регистрировать ничтожные количества таких атомов. Это дает возможность легко следить за поведением вещества при различных реакциях, технологических процессах и т. п. Например, если поршневые кольца содержат радиоактивный изотоп, то их истирание в цилиндре может быть изучено по изменению активности масла, уносящего частицы металла. Точно так же можно проследить за усвоением лекарства в организме человека и т. д.

Радиоактивные изотопы применяют в качестве различных датчиков (уровнемеры, толщиномеры и т. д.). В сочетании с устройствами регулирования такие датчики позволяют автоматизировать различные технологические и эксплуатационные процессы. В радиационной химии с помощью излучений получают материалы с новыми свойствами, а в радиационной биологии — изменяют наследственные признаки, получают новые сельскохозяйственные культуры и т. д.

Реакция синтеза атомных ядер. Проблема управляемых термоядерных реакций

Источником огромной энергии может служить реакция синтеза атомных ядер — образование из легких ядер более тяжелых. Удельная энергия связи ядер резко увеличивается при переходе от ядер тяжелого водорода (дейтерия Н и трития Н) к литию  и особенно к гелию Не, т. е. реакции синтеза легких ядер в более тяжелые должны сопровождаться выделением большого количества энергии, что действительно подтверждается расчетами. В качестве примеров рассмотрим реакции синтеза:

 (45.2)

где Q — энерговыделение.

Реакции синтеза атомных ядер обладают той особенностью, что в них энергия, выделяемая на один нуклон, значительно больше, чем в реакциях деления тяжелых ядер. В самом деле, если при делении ядра 238U выделяется энергия примерно 200 МэВ, что составляет на один нуклон примерно 0,84 МэВ, то в реакции (45.2) эта величина равна 17,6/5 МэВ»3,5 МэВ.

Оценим на примере реакции синтеза ядер дейтерия  Н температуру ее протекания. Для соединения ядер дейтерия их надо сблизить до расстояния 2×10-15 м, равного радиусу действия ядерных сил, преодолевая при этом потенциальную энергию отталкивания. Средней энергии теплового движения, равной 0,5 МэВ, достаточной для преодоления отталкивания, соответствует температура, приблизительно равная 2,6 • 109 К. Следовательно, реакция синтеза ядер дейтерия может происходить лишь при температуре, на два порядка превышающей температуру центральных областей Солнца (примерно 1,3×107 К).

Однако оказывается, что для протекания реакции синтеза атомных ядер достаточно температуры порядка 107 К. Это связано с двумя факторами: 1) при температурах, характерных для реакций синтеза атомных ядер, любое вещество находится в состоянии плазмы, распределение частиц которой подчиняется закону Максвелла; поэтому всегда имеется некоторое число ядер, энергия которых значительно превышает среднее значение; 2) синтез ядер может происходить вследствие туннельного эффекта.

Реакции синтеза легких атомных ядер в более тяжелые, происходящие при сверхвысоких температурах (примерно 107 К и выше), называются термоядерными реакциями.

Термоядерные реакции являются, по-видимому, одним из источников энергии Солнца и звезд.

Термоядерные реакции дают наибольший выход энергии на единицу массы «горючего», чем любые другие превращения, в том числе и деление тяжелых ядер. Например, количество дейтерия в стакане простой воды энергетически эквивалентно примерно 60 л бензина. Поэтому заманчива перспектива осуществления термоядерных реакций искусственным путем.

Впервые искусственная термоядерная реакция осуществлена в нашей стране (1953), а затем (через полгода) в США в виде взрыва водородной (термоядерной) бомбы, являющегося неуправляемой реакцией. Взрывчатым веществом служила смесь дейтерия и трития, а запалом — «обычная» атомная бомба, при взрыве которой возникает необходимая для протекания термоядерной реакции температура.

Особый интерес представляет осуществление управляемой термоядерной реакции, для обеспечения которой необходимо создание и поддержание в ограниченном объеме температуры порядка 108 К. Так как при данной температуре термоядерное рабочее вещество представляет собой полностью ионизованную плазму, возникает проблема ее эффективной термоизоляции от стенок рабочего объема. На данном этапе развития считается, что основной путь в этом направлении - это удержание плазмы в ограниченном объеме сильными магнитными полями специальной формы.

Начало широкого международного сотрудничества в области физики высокотемпературной плазмы управляемого термоядерного синтеза положено работами И. В. Курчатова.

Под руководством Л. А. Арцимовича коллектив ученых Института атомной энергии (ИАЭ) им. И. В. Курчатова осуществил широкий круг исследований, результатом которых явился пуск летом 1975 г. в ИАЭ крупнейшей в мире термоядерной установки «Токамак-10» (Т-10).

В Т-10, как и во всех установках этого типа, плазма создается в тороидальной камере, находящейся в магнитном поле, а само плазменное образование — плазменный шнур - также имеет форму тора. В Т-10 плазма с температурой примерно (7¸8)×106 К и плотностью примерно 1014 частиц/см3 создается в объеме, приблизительно равном 5 м3, на время около 1 с. Однако следует отметить, что до осуществления критерия Лоусона - условия, необходимого для начала самоподдерживающейся термоядерной реакции, - еще остается значительный «путь»: примерно 20 раз по nt (произведение плотности частиц на время удержания плазмы) и примерно 10 раз по температуре. Результаты, полученные на Т-10, вместе с результатами, ожидаемыми на создаваемых установках (например, Т-20), по мере решения разного рода инженерно-технологических проблем служат базой для создания термоядерного реактора «Токамака».

Управляемый термоядерный синтез открывает человечеству доступ к неисчерпаемой «кладовой» ядерной энергии, заключенной в легких элементах. Наиболее заманчивой в этом смысле является возможность извлечения энергии из дейтерия, содержащегося в обычной воде. В самом деле, количество дейтерия в океанской воде составляет примерно 4×1013 т, чему соответствует энергетически запас 1017 МВт год. Другими словами, эти ресурсы не ограничены. Остается только надеяться, что решение этих проблем - дело недалекого будущего.

Электрические цепи, для которых волновой характер процесса представляет основу используемых свойств цепи, а замена распределенных элементов сосредоточенными приводит к утрате этих основных свойств цепи, называют цепями с распределенными элементами. Токи и напряжения в таких цепях являются функциями координат сечения наблюдения цепи и времени t. При составлении систем уравнений с распределенными элементами возникают трудности: I) не выполняются законы Кирхгофа; 2) очень сложно произвести выбор реальной модели цепи с распределенными элементами; 3) напряжения и токи зависят не только от времени, но и от пространственных координат.

На главный сайта: Курс физики