Ядерная реакция – это процесс взаимодействия атомного ядра с другим ядром либо простой частичкой, сопровождающийся конфигурацией состава и структуры ядра и выделением вторичных частиц либо γ-квантов. В итоге ядерных реакций могут создаваться новые радиоактивные изотопы, которых нету на Земле в естественных критериях. 1-ая ядерная реакция была осуществлена Э. Резерфордом в 1919 году в опытах по обнаружению протонов в продуктах распада ядер (см.§ 9.5). Резерфорд бомбил атомы азота α-частицами. При соударении частиц происходила ядерная реакция, протекавшая по последующей схеме:

  При ядерных реакциях производится несколько законов сохранения: импульса, energy, момента импульса, заряда. В дополнение к этим традиционным законам сохранения при ядерных реакциях производится закон сохранения так именуемого барионного заряда (другими словами числа нуклонов – протонов и нейтронов). Производится также ряд других законов сохранения, специфичных для ядерной физики и физики простых частиц. Ядерные реакции могут протекать при бомбардировке атомов резвыми заряженными частичками (protons, neutrons, α-particles, ions). 1-ая реакция такового рода была осуществлена при помощи протонов большой энергии, приобретенных на ускорителе, в 1932 году:

  Но более увлекательными для практического использования являются реакции, протекающие при содействии ядер с нейтронами. Потому что нейтроны лишены заряда, они беспрепятственно могут просачиваться в атомные ядра и вызывать их перевоплощения. Выдающийся итальянский физик Э. Ферми первым начал учить реакции, вызываемые нейтронами. Он нашел, что ядерные перевоплощения вызываются не только лишь резвыми, да и неспешными нейтронами, передвигающимися с термическими скоростями. Ядерные реакции сопровождаются энергетическими превращениями. Энергетическим выходом ядерной реакции именуется величина

Q =(MA + MB– MC– MD)c2 =ΔMc2.

где MA и MB – массы начальных товаров, MC и MD – массы конечных товаров реакции. Value ΔM именуется недостатком масс. Ядерные реакции могут протекать с выделением (Q> 0) либо с поглощением энергии (Q< 0). Во 2-м случае начальная кинетическая энергия начальных товаров должна превосходить величину |Q|, которая именуется порогом реакции.

Для того чтоб ядерная реакция имела положительный энергетический выход, удельная энергия связи нуклонов в ядрах начальных товаров должна быть меньше удельной энергии связи нуклонов в ядрах конечных товаров. This means, что величина ΔM должна быть положительной. Вероятны два принципно разных метода освобождения ядерной энергии. 1. Деление томных ядер. В отличие от радиоактивного распада ядер, сопровождающегося испусканием α- either β-particles, реакции деления – это процесс, при котором нестабильное ядро делится на два больших куска сравнимых масс. В 1939 году германскими учеными О. Ганом и Ф. Штрассманом было открыто деление ядер урана. Продолжая исследования, начатые Ферми, они установили, что при бомбардировке урана нейтронами появляются элементы средней части повторяющейся системы – радиоактивные изотопы бария (Z = 56), Krypton (Z = 36) etc. Уран встречается в природе в виде 2-ух изотопов: (99,3 %) and (0,7 %). При бомбардировке нейтронами ядра обоих изотопов могут расщепляться на два осколка. При всем этом реакция деления более активно идет на неспешных (термических) нейтронах, в то время как ядра вступают в реакцию деления только с резвыми нейтронами с энергией порядка 1 МэВ. Основной энтузиазм для ядерной энергетики представляет реакция деления ядра В текущее время известны около 100 разных изотопов с массовыми числами приблизительно от 90 to 145, возникающих при делении этого ядра. Две обычные реакции деления этого ядра имеют вид:
  Направьте внимание, что в итоге деления ядра, инициированного нейтроном, появляются новые нейтроны, способные вызвать реакции деления других ядер. Продуктами деления ядер урана-235 могут быть и другие изотопы бария, Xenon, стронция, рубидия и т. д. Кинетическая энергия, выделяющаяся при делении 1-го ядра урана, громадна – порядка 200 МэВ. Оценку выделяющей при делении ядра энергии можно сделать при помощи удельной энергии связи нуклонов в ядре.

Удельная энергия связи нуклонов в ядрах с массовым числом A≈ 240 порядка 7,6 МэВ/нуклон, в то время как в ядрах с массовыми числами A = 90–145 удельная энергия приблизительно равна 8,5 МэВ/нуклон. Как следует, при делении ядра урана освобождается энергия порядка 0,9 МэВ/нуклон либо примерно 210 МэВ на один атом урана. При полном делении всех ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется такая же энергия, как и при сгорании 3 т угля либо 2,5 т нефти. Продукты деления ядра урана нестабильны, потому что в их содержится существенное лишнее число нейтронов. Вправду, отношение N / Z для более томных ядер порядка 1,6 (рис. 9.6.2), для ядер с массовыми числами от 90 to 145 это отношение порядка 1,3–1,4. Потому ядра-осколки испытывают серию поочередных β–-распадов, в итоге которых число протонов в ядре возрастает, а число нейтронов миниатюризируется до того времени, пока не появляется размеренное ядро. При делении ядра урана-235, которое вызвано столкновением с нейтроном, освобождается 2 either 3 нейтрона. При подходящих критериях эти нейтроны могут попасть в другие ядра урана и вызвать их деление. На этом шаге появятся уже от 4 to 9 нейтронов, способных вызвать новые распады ядер урана и т. д. Таковой лавинообразный процесс именуется цепной реакцией. Схема развития цепной реакции деления ядер урана представлена на рис. 9.8.1.

1

Набросок 9.8.1. Схема развития цепной реакции.

Для воплощения цепной реакции нужно, чтоб так именуемый коэффициент размножения нейтронов был больше единицы. In other words, в каждом следующем поколении нейтронов должно быть больше, чем в прошлом. Коэффициент размножения определяется не только лишь числом нейтронов, образующихся в каждом простом акте, да и критериями, в каких протекает реакция – часть нейтронов может поглощаться другими ядрами либо выходить из зоны реакции. Нейтроны, освободившиеся при делении ядер урана-235, способны вызвать деление только ядер этого же урана, на долю которого в природном уране приходится всего только 0,7 %. Такая концентрация оказывается недостаточной для начала цепной реакции. Изотоп также может всасывать нейтроны, но при всем этом не появляется цепной реакции. Цепная реакция в уране с завышенным содержанием урана-235 может развиваться только тогда, когда масса урана превосходит так именуемую критичную массу. В маленьких кусочках урана большая часть нейтронов, не попав ни в одно ядро, вылетают наружу. Для незапятнанного урана-235 критичная масса составляет около 50 кг. Критичную массу урана можно во много раз уменьшить, если использовать так именуемые замедлители нейтронов. The fact, что нейтроны, рождающиеся при распаде ядер урана, имеют очень огромные скорости, а возможность захвата неспешных нейтронов ядрами урана-235 в сотки раз больше, чем стремительных. Лучшим замедлителем нейтронов является томная вода D2O. Рядовая вода при содействии с нейтронами сама преобразуется в томную воду.

Неплохим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов. При упругом содействии с ядрами дейтерия либо углерода нейтроны замедляются до термических скоростей. Применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из бериллия, которая отражает нейтроны, позволяет понизить критичную массу до 250 г. В атомных бомбах цепная неуправляемая ядерная реакция появляется при резвом соединении 2-ух кусков урана-235, любой из которых имеет массу несколько ниже критичной. Device, в каком поддерживается управляемая реакция деления ядер, именуется ядерным (either атомным) реактором. Схема ядерного реактора на неспешных нейтронах приведена на рис. 9.8.2.

2

Набросок 9.8.2. Схема устройства ядерного реактора.

Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с завышенным содержанием урана-235 (до 3 %). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий либо бор, которые активно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции. Активная зона охлаждается при помощи прокачиваемого теплоносителя, в качестве которого может применяться вода либо металл с низкой температурой плавления (for example, sodium, имеющий температуру плавления 98°C). В парогенераторе теплоноситель передает термическую энергию воде, превращая ее в пар высочайшего давления. Пар направляется в турбину, соединенную с электрогенератором. Из турбины пар поступает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя I и парогенератора II работают по замкнутым циклам. Турбина атомной электростанции является термический машиной, определяющей в согласовании со вторым законом термодинамики общую эффективность станции. У современных атомных электрических станций коэффициент полезного деяния примерно равен Как следует, для производства 1000 МВт электронной мощности термическая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и следующему появлению экологических заморочек. But, основная неувязка состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электрических станциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большенном количестве скапливаются в активной зоне реактора. При разработке атомных реакторов этой дилемме уделяется огромное внимание. Все же, после аварий на неких АЭС, а именно на АЭС в Пенсильвании (USA, 1979 G.) и на Чернобыльской АЭС (1986 G.), неувязка безопасности ядерной энергетики встала с особой остротой. Вместе с описанным выше атомным реактором, работающим на неспешных нейтронах, большой практический энтузиазм представляют реакторы, работающие без замедлителя на стремительных нейтронах. В таких реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая более 15 % изотопа Преимущество реакторов на стремительных нейтронах заключается в том, что при их работе ядра урана-238, поглощая нейтроны, средством 2-ух поочередных β–-распадов преобразуются в ядра плутония, которые потом можно использовать в качестве ядерного горючего:
  Коэффициент воспроизводства таких реакторов добивается 1,5, другими словами на 1 кг урана-235 выходит до 1,5 кг плутония. В обыденных реакторах также появляется плутоний, но в еще наименьших количествах. 1-ый атомный реактор был построен в 1942 году в США под управлением Э. Ферми. В нашей стране 1-ый реактор был построен в 1946 году под управлением И. В. Курчатова. 2. Термоядерные реакции. 2-ой путь освобождения ядерной энергии связан с реакциями синтеза. При слиянии легких ядер и образовании нового ядра должно выделяться огромное количество энергии. Это видно из кривой зависимости удельной энергии связи от массового числа A (рис. 9.6.1).

Прямо до ядер с массовым числом около 60 удельная энергия связи нуклонов вырастает с повышением A. Потому синтез хоть какого ядра с A< 60 из более легких ядер должен сопровождаться выделением энергии. Общая масса товаров реакции синтеза будет в данном случае меньше массы начальных частиц. Реакции слияния легких ядер носят заглавие термоядерных реакций, потому что они могут протекать только при очень больших температурах. Чтоб два ядра вступили в реакцию синтеза, они должны сблизится на расстояние деяния ядерных сил порядка 2·10–15 m, преодолев электронное отталкивание их положительных зарядов. Для этого средняя кинетическая энергия термического движения молекул должна превосходить потенциальную энергию кулоновского взаимодействия. Расчет нужной для этого температуры T приводит к величине порядка 108–109 To. Это очень высочайшая температура. При таковой температуре вещество находится в стопроцентно ионизированном состоянии, которое именуется plasma. Energy, которая выделяется при термоядерных реакциях, в расчете на один нуклон в пару раз превосходит удельную энергию, выделяющуюся в цепных реакциях деления ядер. So, for example, в реакции слияния ядер дейтерия и трития

выделяется 3,5 МэВ/нуклон. В целом в этой реакции выделяется 17,6 МэВ. Это одна из более многообещающих термоядерных реакций. Воплощение управляемых термоядерных реакций даст населению земли новый экологически незапятнанный и фактически неисчерпаемый источник энергии. Но получение сверхвысоких температур и удержание плазмы, нагретой до млрд градусов, представляет собой труднейшую научно-техническую задачку на пути воплощения управляемого термоядерного синтеза. На данном шаге развития науки и техники удалось выполнить только неуправляемую реакцию синтеза в водородной бомбе. Высочайшая температура, нужная для ядерного синтеза, достигается тут при помощи взрыва обыкновенной урановой либо плутониевой бомбы. Термоядерные реакции играют очень важную роль в эволюции Вселенной. Энергия излучения Солнца и звезд имеет термоядерное происхождение.