Reacción nuclear en cadena- una reacción de fisión autosostenida de núcleos pesados, en la que se producen continuamente neutrones, dividiendo cada vez más núcleos nuevos. El núcleo de uranio-235, bajo la influencia de un neutrón, se divide en dos fragmentos radiactivos de masa desigual, que vuelan a altas velocidades. en diferentes direcciones y dos o tres neutrones. Reacciones en cadena controladas llevados a cabo en reactores nucleares o calderas nucleares. Actualmente reacciones en cadena controladas se llevan a cabo con los isótopos de uranio-235, uranio-233 (obtenido artificialmente a partir de torio-232), plutonio-239 (obtenido artificialmente a partir de uranio-238), así como plutonio-241. Una tarea muy importante es aislar su isótopo, el uranio-235, del uranio natural. Desde los primeros pasos del desarrollo de la tecnología nuclear, el uso del uranio-235 tuvo una importancia decisiva; sin embargo, obtenerlo en su forma pura fue técnicamente difícil, ya que el uranio-238 y el uranio-235 son químicamente inseparables.
50.Reactores nucleares. Perspectivas del uso de la energía termonuclear.
Reactor nuclear Es un dispositivo en el que se produce una reacción nuclear en cadena controlada, acompañada de la liberación de energía. El primer reactor nuclear fue construido y puesto en funcionamiento en diciembre de 1942 en Estados Unidos bajo la dirección de E. Fermi. El primer reactor construido fuera de Estados Unidos fue el ZEEP, lanzado en Canadá el 25 de diciembre de 1946. En Europa, el primer reactor nuclear fue la instalación F-1, que comenzó a funcionar el 25 de diciembre de 1946 en Moscú bajo la dirección de I.V. Kurchatov. En 1978 ya estaban en funcionamiento en el mundo unos cien reactores nucleares de diversos tipos. Los componentes de cualquier reactor nuclear son: un núcleo con combustible nuclear, normalmente rodeado por un reflector de neutrones, un refrigerante, un sistema de control de reacción en cadena, protección radiológica y un sistema de control remoto. La vasija del reactor está sujeta a desgaste (especialmente bajo la influencia de radiaciones ionizantes). La principal característica de un reactor nuclear es su potencia. Una potencia de 1 MW corresponde a una reacción en cadena en la que se producen 3·1016 eventos de fisión en 1 segundo. La investigación sobre la física del plasma a alta temperatura se lleva a cabo principalmente en relación con la perspectiva de crear un reactor termonuclear. Los parámetros más cercanos a un reactor son las instalaciones tipo tokamak. En 1968 se anunció que la instalación T-3 había alcanzado una temperatura del plasma de diez millones de grados; en el desarrollo de esta dirección los científicos de muchos países han concentrado sus esfuerzos durante las últimas décadas. -El mantenimiento de la reacción termonuclear debería llevarse a cabo en un tokamak que se está construyendo en Francia gracias a los esfuerzos de diferentes países ITER. Se espera que en la segunda mitad del siglo XXI se utilicen a gran escala los reactores termonucleares en el sector energético. Además de los tokamaks, existen otros tipos de trampas magnéticas para confinar plasma a alta temperatura, por ejemplo las llamadas trampas abiertas. Debido a una serie de características, pueden contener plasma a alta presión y, por lo tanto, tienen buenas perspectivas como potentes fuentes de neutrones termonucleares y, en el futuro, como reactores termonucleares.
Los éxitos logrados en los últimos años en el Instituto de Física Nuclear SB RAS en la investigación de trampas abiertas axisimétricas modernas indican lo prometedor de este enfoque. Estos estudios están en curso y, al mismo tiempo, el BINP está trabajando en el diseño de una instalación de próxima generación, que ya podrá demostrar parámetros del plasma cercanos a los de un reactor.
Consideremos el mecanismo de la reacción en cadena de fisión. Cuando los núcleos pesados se fisionan bajo la influencia de neutrones, se producen nuevos neutrones. Por ejemplo, con cada fisión del núcleo de uranio 92 U 235 se producen una media de 2,4 neutrones. Algunos de estos neutrones pueden volver a provocar la fisión nuclear. Este proceso similar a una avalancha se llama reacción en cadena
.
La reacción en cadena de fisión ocurre en un entorno en el que ocurre el proceso de multiplicación de neutrones. Este entorno se llama centro
. La cantidad física más importante que caracteriza la intensidad de la multiplicación de neutrones es factor de multiplicación de neutrones en el medio
k∞. El coeficiente de multiplicación es igual a la relación entre el número de neutrones en una generación y su número en la generación anterior. El índice ∞ indica que estamos hablando de un entorno ideal de infinitas dimensiones. De manera similar al valor k ∞ se determina factor de multiplicación de neutrones en un sistema físico
k. El factor k es una característica de una instalación específica.
En un medio fisible de dimensiones finitas, algunos neutrones escaparán del núcleo hacia el exterior. Por tanto, el coeficiente k también depende de la probabilidad P de que un neutrón no escape del núcleo. Por definición
| k = k ∞ PAG. | (1) |
El valor de P depende de la composición de la zona activa, su tamaño, forma y también del grado en que la sustancia que rodea la zona activa refleja los neutrones.
Los conceptos importantes de masa crítica y dimensiones críticas están asociados con la posibilidad de que los neutrones abandonen el núcleo. Tamaño crítico
es el tamaño de la zona activa en la que k = 1. Masa crítica
se llama masa del núcleo de dimensiones críticas. Es obvio que cuando la masa está por debajo de la crítica, la reacción en cadena no ocurre, incluso si > 1. Por el contrario, un exceso notable de masa por encima de la crítica conduce a una reacción incontrolada: una explosión.
Si en la primera generación hay N neutrones, entonces en la enésima generación habrá Nk n. Por lo tanto, en k = 1 la reacción en cadena se desarrolla de forma estacionaria, en k< 1 реакция гаснет, а при k >1 la intensidad de la reacción aumenta. Cuando k = 1 se llama modo de reacción crítico
, para k > 1 – supercrítico
y en k< 1 – subcrítico
.
La vida útil de una generación de neutrones depende en gran medida de las propiedades del medio y es del orden de 10–4 a 10–8 s. Debido a la brevedad de este tiempo, para llevar a cabo una reacción en cadena controlada, es necesario mantener la igualdad k = 1 con gran precisión, ya que, digamos, en k = 1,01 el sistema explotará casi instantáneamente. Veamos qué factores determinan los coeficientes k ∞ y k.
La primera cantidad que determina k ∞ (o k) es el número promedio de neutrones emitidos en un evento de fisión. El número depende del tipo de combustible y de la energía del neutrón incidente. en la mesa En la Tabla 1 se muestran los valores de los principales isótopos de la energía nuclear para neutrones tanto térmicos como rápidos (E = 1 MeV).
El espectro de energía de los neutrones de fisión para el isótopo 235 U se muestra en la Fig. 1. Los espectros de este tipo son similares para todos los isótopos fisionables: hay una fuerte dispersión de energías, y la mayor parte de los neutrones tienen energías en el rango de 1 a 3 MeV. Los neutrones producidos durante la fisión se ralentizan, se difunden a una cierta distancia y son absorbidos con o sin fisión. Dependiendo de las propiedades del medio, los neutrones tienen tiempo de reducir su velocidad a diferentes energías antes de la absorción. En presencia de un buen moderador, la mayoría de los neutrones tienen tiempo de reducir su velocidad a energías térmicas del orden de 0,025 eV. En este caso la reacción en cadena se llama lento, o, lo que es lo mismo, térmico. En ausencia de un moderador especial, los neutrones sólo tienen tiempo de reducir su velocidad a energías de 0,1 a 0,4 MeV, ya que todos los isótopos fisibles son pesados y, por tanto, disminuyen su velocidad. Las reacciones en cadena correspondientes se llaman rápido(Enfatizamos que los epítetos "rápido" y "lento" caracterizan la velocidad de los neutrones, y no la velocidad de la reacción). Las reacciones en cadena en las que los neutrones se desaceleran hasta alcanzar energías que oscilan entre decenas y un keV se denominan intermedio
.
Cuando un neutrón choca con un núcleo pesado, siempre es posible la captura radiativa de un neutrón (n, γ). Este proceso competirá con la división y, por lo tanto, reducirá la tasa de multiplicación. De esto se deduce que la segunda cantidad física que afecta los coeficientes k ∞ , k es la probabilidad de fisión cuando un neutrón es capturado por el núcleo de un isótopo fisionable. Esta probabilidad para los neutrones monoenergéticos es obviamente igual a
| , | (2) |
donde nf, nγ son las secciones transversales de captura de fisión y radiación, respectivamente. Para tener en cuenta simultáneamente tanto el número de neutrones por evento de fisión como la probabilidad de captura radiativa, se introduce un coeficiente η, igual al número promedio de neutrones secundarios por captura de neutrones por un núcleo fisionable.
| , | (3) |
el valor de η depende del tipo de combustible y de la energía de los neutrones. Los valores de η para los isótopos más importantes de los neutrones térmicos y rápidos se dan en la misma tabla. 1. El valor de η es la característica más importante de los núcleos de combustible. Una reacción en cadena sólo puede ocurrir cuando η > 1. Cuanto mayor sea el valor de η, mayor será la calidad del combustible.
Cuadro 1. Valores de ν, η para isótopos fisionables
| Centro | 92 U 233 | 92 U 235 | 94 Pu 239 | |
| Neutrones térmicos (E = 0,025 eV) |
ν | 2.52 | 2.47 | 2.91 |
| η | 2.28 | 2.07 | 2.09 | |
| neutrones rápidos (E = 1 MeV) |
ν | 2.7 | 2.65 | 3.0 |
| η | 2.45 | 2.3 | 2.7 | |
La calidad del combustible nuclear está determinada por su disponibilidad y su coeficiente η. En la naturaleza sólo se encuentran tres isótopos que pueden servir como combustible nuclear o materia prima para su producción. Se trata del isótopo del torio 232 Th y de los isótopos del uranio 238 U y 235 U. De ellos, los dos primeros no dan una reacción en cadena, pero pueden transformarse en isótopos en los que se produce la reacción. El propio isótopo 235 U produce una reacción en cadena. En la corteza terrestre hay varias veces más torio que uranio. El torio natural se compone prácticamente de un solo isótopo, el 232 Th. El uranio natural se compone principalmente del isótopo 238 U y sólo el 0,7% del isótopo 235 U.
En la práctica, la cuestión de la viabilidad de una reacción en cadena en una mezcla natural de isótopos de uranio, en la que hay 140 238 núcleos U por 235 U, demostremos que en una mezcla natural es posible una reacción lenta. , pero uno rápido no lo es. Para considerar una reacción en cadena en una mezcla natural, es conveniente introducir una nueva cantidad: la sección transversal promedio de absorción de neutrones por núcleo del isótopo 235 U, por definición.
Para neutrones térmicos = 2,47, = 580 barn, = 112 barn, = 2,8 barn (obsérvese lo pequeña que es la última sección transversal). Sustituyendo estas cifras en (5), obtenemos que para neutrones lentos en una mezcla natural
Esto significa que 100 neutrones térmicos, absorbidos en la mezcla natural, crearán 132 nuevos neutrones. De esto se deduce directamente que, en principio, es posible una reacción en cadena con neutrones lentos en el uranio natural. En principio, porque para implementar realmente una reacción en cadena, es necesario poder frenar los neutrones con bajas pérdidas.
Para neutrones rápidos ν = 2,65, 2 graneros, 0,1 graneros. Si tomamos en cuenta la fisión solo en el isótopo 235 U, obtenemos
| 235 (rápido) 0,3. | (7) |
Pero también hay que tener en cuenta que los neutrones rápidos con energías superiores a 1 MeV pueden, con notable intensidad relativa, dividir los núcleos del isótopo 238 U, muy abundante en la mezcla natural. Para la división por 238 U, el coeficiente es aproximadamente 2,5. En el espectro de fisión, aproximadamente el 60% de los neutrones tienen energías por encima del umbral efectivo de fisión de 1,4 MeV por 238 U. Pero de este 60%, sólo un neutrón de cada 5 logra fisionarse sin reducir la velocidad a una energía por debajo del umbral debido a dispersión elástica y especialmente inelástica. De aquí, para el coeficiente 238 (rápido) obtenemos la estimación.
Por tanto, una reacción en cadena en una mezcla natural (235 U + 238 U) no puede ocurrir con neutrones rápidos. Se ha establecido experimentalmente que para el uranio metálico puro el factor de multiplicación alcanza el valor uno con un enriquecimiento del 5,56%. En la práctica, resulta que la reacción con neutrones rápidos sólo puede mantenerse en una mezcla enriquecida que contenga al menos un 15% del isótopo 235 U.
Se puede enriquecer una mezcla natural de isótopos de uranio con el isótopo 235 U. El enriquecimiento es un proceso complejo y costoso debido a que las propiedades químicas de ambos isótopos son casi las mismas. Es necesario aprovechar las pequeñas diferencias en las velocidades de reacciones químicas, difusión, etc., que surgen debido a diferencias en las masas de los isótopos. La reacción en cadena con 235 U casi siempre se lleva a cabo en un entorno con un alto contenido de 238 U. A menudo se utiliza una mezcla natural de isótopos, para la cual η = 1,32 en la región de neutrones térmicos, ya que 238 U también es útil. El isótopo 238 U es fisible por neutrones con energías superiores a 1 MeV. Esta fisión da como resultado una pequeña multiplicación adicional de neutrones.
Comparemos las reacciones en cadena de fisión con neutrones térmicos y rápidos.
Para los neutrones térmicos, las secciones transversales de captura son grandes y varían mucho al pasar de un núcleo a otro. En los núcleos de algunos elementos (por ejemplo, cadmio), estas secciones transversales son cientos o más veces mayores que las secciones transversales de 235 U. Por lo tanto, se imponen requisitos de alta pureza al núcleo de las instalaciones de neutrones térmicos en relación con ciertas impurezas.
Para los neutrones rápidos, todas las secciones transversales de captura son pequeñas y no muy diferentes entre sí, por lo que no surge el problema de la alta pureza de los materiales. Otra ventaja de las reacciones rápidas es una mayor tasa de reproducción.
Una propiedad distintiva importante de las reacciones térmicas es que en el núcleo el combustible está mucho más diluido, es decir, por núcleo de combustible hay muchos más núcleos que no participan en la fisión que en una reacción rápida. Por ejemplo, en una reacción térmica con uranio natural, hay 140 núcleos de materia prima de 238 U por núcleo de combustible de 235 U, y en una reacción rápida, no puede haber más de cinco o seis núcleos de 238 U por núcleo de 235 U. La dilución del combustible en una reacción térmica conduce al hecho de que la misma energía en una reacción térmica se libera en un volumen de materia mucho mayor que en una reacción rápida. Así, es más fácil eliminar calor de la zona activa de una reacción térmica, lo que permite que esta reacción se lleve a cabo con mayor intensidad que una rápida.
La vida útil de una generación de neutrones para una reacción rápida es varios órdenes de magnitud más corta que la de una reacción térmica. Por lo tanto, la velocidad de una reacción rápida puede cambiar notablemente en muy poco tiempo después de un cambio en las condiciones físicas del núcleo. Durante el funcionamiento normal del reactor, este efecto es insignificante, ya que en este caso el modo de funcionamiento está determinado por la vida útil de los neutrones retardados y no puntuales.
En un medio homogéneo formado únicamente por isótopos fisibles de un tipo, el factor de multiplicación sería igual a η. Sin embargo, en situaciones reales, además de los núcleos fisionables, siempre existen otros no fisionables. Estos núcleos extraños capturarán neutrones y, por lo tanto, afectarán el factor de multiplicación. De ello se deduce que la tercera cantidad que determina los coeficientes k ∞ , k, es la probabilidad de que el neutrón no sea capturado por uno de los núcleos no fisibles. En instalaciones reales, la captura "extraña" se produce en los núcleos moderadores, en los núcleos de diversos elementos estructurales, así como en los núcleos de productos de fisión y productos de captura.
Para llevar a cabo una reacción en cadena con neutrones lentos, se introducen en el núcleo sustancias especiales: moderadores, que convierten los neutrones de fisión en térmicos. En la práctica, la reacción en cadena de neutrones lenta se lleva a cabo sobre el isótopo 235 U natural o ligeramente enriquecido. La presencia de una gran cantidad del isótopo 238 U en el núcleo complica el proceso de moderación y hace necesario imponer altas exigencias a la calidad del moderador. La vida de una generación de neutrones en un núcleo con moderador se puede dividir aproximadamente en dos etapas: moderación a energías térmicas y difusión. Tasas térmicas antes de la absorción. Para que la mayoría de los neutrones tengan tiempo de desacelerarse sin absorción, se debe cumplir la condición
donde σ control, σ captura son las secciones transversales de energía promedio para la dispersión y captura elástica, respectivamente, y n es el número de colisiones de neutrones con núcleos moderadores necesarias para lograr energía térmica. El número n aumenta rápidamente al aumentar el número de masa del moderador. Para el uranio 238 U, el número n es del orden de varios miles. Y la relación σ control/σ captura para este isótopo, incluso en la región energética relativamente favorable de los neutrones rápidos, no supera 50. La llamada región de resonancia de 1 keV a 1 eV es especialmente "peligrosa" en relación con la captura de neutrones. . En esta región, la sección transversal total para la interacción de un neutrón con núcleos de 238 U tiene una gran cantidad de resonancias intensas (Fig. 2). A bajas energías, los anchos de radiación exceden los anchos de neutrones. Por lo tanto, en la región de resonancia, la relación σ control/σ captura se vuelve incluso menor que la unidad. Esto significa que cuando un neutrón ingresa a la región de una de las resonancias, es absorbido con casi un cien por ciento de probabilidad. Y dado que la desaceleración en un núcleo tan pesado como el uranio ocurre en "pequeños pasos", al pasar a través de la región resonante, el neutrón que se desacelera definitivamente "chocará" con una de las resonancias y será absorbido. De ello se deduce que no se puede realizar una reacción en cadena en uranio natural sin impurezas extrañas: en neutrones rápidos la reacción no ocurre debido al pequeño coeficiente η, y en neutrones lentos no se pueden formar núcleos muy ligeros para evitar la captura de neutrones resonantes. debe usarse para frenarlos, en el que la desaceleración se produce en "grandes pasos", lo que aumenta drásticamente la probabilidad de que un neutrón "salte" con éxito a través de la región de energía resonante. Los mejores elementos moderadores son el hidrógeno, el deuterio, el berilio y el carbono. Por lo tanto, los moderadores utilizados en la práctica se reducen principalmente a agua pesada, berilio, óxido de berilio, grafito y agua corriente, que no ralentiza los neutrones peor que el agua pesada, pero los absorbe en cantidades mucho mayores. El retardador debe estar bien limpio. Tenga en cuenta que para llevar a cabo una reacción lenta, el moderador debe ser decenas o incluso cientos de veces mayor que el uranio para evitar colisiones resonantes de neutrones con núcleos de 238 U.
Las propiedades moderadoras del medio activo se pueden describir aproximadamente mediante tres cantidades: la probabilidad de que un neutrón evite la absorción por un moderador durante la moderación, la probabilidad p de evitar la captura resonante por núcleos de 238 U y la probabilidad f de que un neutrón térmico sea absorbido. por un núcleo combustible más que por un moderador. El valor f suele denominarse coeficiente de utilización térmica. El cálculo preciso de estas cantidades es difícil. Por lo general, se utilizan fórmulas semiempíricas aproximadas para calcularlos.
Los valores de p y f dependen no sólo de la cantidad relativa de moderador, sino también de la geometría de su ubicación en el núcleo. La zona activa, que consta de una mezcla homogénea de uranio y moderador, se llama homogénea, y el sistema de sus bloques alternos de uranio y moderador se llama heterogéneo (Fig. 4). Un sistema cualitativamente heterogéneo se distingue por el hecho de que en él el neutrón rápido formado en el uranio logra pasar al moderador sin alcanzar energías resonantes. En un moderador puro se produce una mayor desaceleración. Esto aumenta la probabilidad p de evitar la captura resonante.
p het > p homo.
Por el contrario, al volverse térmico en el moderador, el neutrón, para participar en la reacción en cadena, debe difundirse, sin ser absorbido en el moderador puro, hasta su frontera. Por tanto, el factor de utilización térmica f en un ambiente heterogéneo es menor que en uno homogéneo:
conseguir< f гом.
Para estimar el factor de multiplicación k ∞ de un reactor térmico, se utiliza una aproximación fórmula de cuatro factores
| k∞ = η pfε . | (11) |
Ya hemos considerado los primeros tres factores anteriormente. La cantidad ε se llama factor de multiplicación de neutrones rápidos
. Este coeficiente se introduce para tener en cuenta que algunos neutrones rápidos pueden fisionarse sin tener tiempo de frenar. En su significado, el coeficiente ε siempre excede uno. Pero este exceso suele ser pequeño. Típico de las reacciones térmicas es el valor ε = 1,03. Para reacciones rápidas, la fórmula de cuatro factores no es aplicable, ya que cada coeficiente depende de la energía y la distribución de energía en reacciones rápidas es muy grande.
Dado que el valor de η está determinado por el tipo de combustible, y el valor de ε para reacciones lentas casi no difiere de la unidad, la calidad de un medio activo particular está determinada por el producto pf. Así, la ventaja de un medio heterogéneo sobre uno homogéneo se manifiesta cuantitativamente en el hecho de que, por ejemplo, en un sistema en el que hay 215 núcleos de grafito por núcleo de uranio natural, el producto pf es igual a 0,823 para un medio heterogéneo y 0,595 para uno homogéneo. Y como para una mezcla natural η = 1,34, obtenemos que para un medio heterogéneo k ∞ > 1, y para un medio homogéneo k ∞< 1.
Para la implementación práctica de una reacción en cadena estacionaria, es necesario poder controlar esta reacción. Este control se simplifica enormemente debido a la emisión de neutrones retardados durante la fisión. La inmensa mayoría de los neutrones escapan del núcleo casi instantáneamente (es decir, en un tiempo que es muchos órdenes de magnitud más corto que el tiempo de vida de una generación de neutrones en el núcleo), pero varias décimas por ciento de los neutrones se retrasan y escapan del núcleo. fragmentan los núcleos después de un período de tiempo bastante largo, desde fracciones de segundo hasta varios e incluso decenas de segundos. El efecto de los neutrones retardados se puede explicar cualitativamente de la siguiente manera. Deje que el factor de multiplicación aumente instantáneamente desde un valor subcrítico a un valor supercrítico tal que k< 1 при отсутствии
запаздывающих нейтронов. Тогда, очевидно, цепная реакция начнется не сразу, а
лишь после вылета запаздывающих нейтронов. Тем самым процесс течения реакции
будет регулируемым, если время срабатывания регулирующих устройств будет меньше
сравнительно большого времени задержки запаздывающих нейтронов, а не очень
малого времени развития цепной реакции. Доля запаздывающих нейтронов в ядерных
горючих колеблется от 0.2 до 0.7%. Среднее время жизни запаздывающих нейтронов
составляет приблизительно 10 с. При небольшой степени надкритичности скорость
нарастания интенсивности цепной реакции определяется только запаздывающими
нейтронами.
La captura de neutrones por núcleos que no participan en la reacción en cadena reduce la intensidad de la reacción, pero puede resultar beneficiosa en relación con la formación de nuevos isótopos fisionables. Así, cuando se absorben neutrones de los isótopos de uranio 238 U y torio 232 Th, se forman (mediante dos desintegraciones β sucesivas) los isótopos de plutonio 239 Pu y uranio 233 U, que son combustible nuclear:
| , | (12) |
| . | (13) |
Estas dos reacciones abren una posibilidad real reproducción de combustible nuclear durante una reacción en cadena. En el caso ideal, es decir, en ausencia de pérdidas innecesarias de neutrones, se puede utilizar una media de 1 neutrón para la reproducción por cada acto de absorción de un neutrón por un núcleo de combustible.
Reactores nucleares (atómicos)
Un reactor es un dispositivo en el que se mantiene una reacción en cadena de fisión controlada. Cuando el reactor funciona, se libera calor debido a la naturaleza exotérmica de la reacción de fisión. La principal característica de un reactor es su potencia: la cantidad de energía térmica liberada por unidad de tiempo. La potencia del reactor se mide en megavatios (10 6 W). Una potencia de 1 MW corresponde a una reacción en cadena en la que se producen 3·1016 eventos de fisión por segundo. Existe una gran cantidad de tipos diferentes de reactores. Uno de los esquemas típicos de un reactor térmico se muestra en la Fig. 5.
La parte principal del reactor es la zona activa en la que se produce la reacción y, por tanto, se libera energía. En los reactores térmicos y de neutrones intermedios, el núcleo consta de un combustible, normalmente mezclado con un isótopo no fisible (normalmente 238 U), y un moderador. No hay ningún moderador en el núcleo de los reactores de neutrones rápidos.
El volumen del núcleo varía desde décimas de litro en algunos reactores de neutrones rápidos hasta decenas de metros cúbicos en grandes reactores térmicos. Para reducir la fuga de neutrones, al núcleo se le da una forma esférica o casi esférica (por ejemplo, un cilindro con una altura aproximadamente igual al diámetro, o un cubo).
Dependiendo de la ubicación relativa del combustible y el moderador, se distinguen reactores homogéneos y heterogéneos. Un ejemplo de zona activa homogénea es una solución de sal de sulfato de uranilo y U 2 SO 4 en agua ordinaria o pesada. Los reactores heterogéneos son más comunes. En los reactores heterogéneos, el núcleo consta de un moderador en el que se colocan casetes que contienen combustible. Dado que en estos casetes se libera energía, se denominan elementos combustibles
o para abreviar barras de combustible. La zona activa con reflector suele estar encerrada en una carcasa de acero.
- El papel de los neutrones retardados en el control de los reactores nucleares
Se produce la fisión de los núcleos de uranio. como sigue: Primero, un neutrón golpea el núcleo, como una bala golpea una manzana. En el caso de una manzana, una bala le haría un agujero o la haría pedazos. Cuando un neutrón ingresa al núcleo, es capturado por las fuerzas nucleares. Se sabe que el neutrón es neutro, por lo que no es repelido por fuerzas electrostáticas.
¿Cómo se produce una fisión del núcleo de uranio?
Entonces, al entrar en el núcleo, el neutrón altera el equilibrio y el núcleo se excita. Se extiende hacia los lados como una mancuerna o un signo de infinito: ∞ . Como es sabido, las fuerzas nucleares actúan a una distancia proporcional al tamaño de las partículas. Cuando se estira el núcleo, el efecto de las fuerzas nucleares se vuelve insignificante para las partículas externas de la "pesa", mientras que las fuerzas eléctricas actúan muy poderosamente a esa distancia y el núcleo simplemente se rompe en dos partes. En este caso se emiten dos o tres neutrones más.
Los fragmentos del núcleo y los neutrones liberados se dispersan a gran velocidad en diferentes direcciones. Los fragmentos son frenados con bastante rapidez por el entorno, pero su energía cinética es enorme. Se convierte en energía interna del medio ambiente, que se calienta. En este caso, la cantidad de energía liberada es enorme. La energía obtenida de la fisión completa de un gramo de uranio es aproximadamente igual a la energía obtenida al quemar 2,5 toneladas de petróleo.
Reacción en cadena de fisión de varios núcleos.
Observamos la fisión de un núcleo de uranio. Durante la fisión se liberan varios neutrones (normalmente dos o tres). Se separan a gran velocidad y pueden penetrar fácilmente en los núcleos de otros átomos, provocando en ellos una reacción de fisión. Esta es una reacción en cadena.
Es decir, los neutrones obtenidos como resultado de la fisión nuclear excitan y obligan a otros núcleos a fisionarse, que a su vez emiten neutrones, que continúan estimulando una mayor fisión. Y así sucesivamente hasta que se produce la fisión de todos los núcleos de uranio en las inmediaciones.
En este caso, puede ocurrir una reacción en cadena. como una avalancha, por ejemplo, en caso de explosión de una bomba atómica. El número de fisiones nucleares aumenta exponencialmente en un corto período de tiempo. Sin embargo, también puede ocurrir una reacción en cadena. con atenuación.
El hecho es que no todos los neutrones se encuentran en su camino con núcleos, a los que inducen a la fisión. Como recordamos, dentro de una sustancia el volumen principal lo ocupa el vacío entre las partículas. Por tanto, algunos neutrones vuelan a través de toda la materia sin chocar con nada en el camino. Y si el número de fisiones nucleares disminuye con el tiempo, la reacción se desvanece gradualmente.
Reacciones nucleares y masa crítica de uranio.
¿Qué determina el tipo de reacción? De la masa de uranio. Cuanto mayor sea la masa, más partículas encontrará el neutrón volador en su camino y mayores serán las posibilidades de llegar al núcleo. Por lo tanto, se distingue una "masa crítica" de uranio: esta es la masa mínima a la que es posible una reacción en cadena.
La cantidad de neutrones producidos será igual a la cantidad de neutrones que salen volando. Y la reacción procederá aproximadamente a la misma velocidad hasta que se produzca todo el volumen de la sustancia. Esto se utiliza en la práctica en las centrales nucleares y se denomina reacción nuclear controlada.
Diagrama de una bomba nuclear.
Reacción en cadena de fisión
Los neutrones secundarios emitidos durante la fisión nuclear (2,5 por acto de fisión) pueden provocar nuevos actos de fisión, lo que posibilita una reacción en cadena. La reacción en cadena de fisión se caracteriza por el factor de multiplicación de neutrones K, que es igual a la relación entre el número de neutrones en una generación determinada y su número en la generación anterior. Una condición necesaria para el desarrollo de una reacción en cadena de fisión es. Con menos, la reacción es imposible. Cuando la reacción se produce con un número constante de neutrones (potencia constante de energía liberada). Esta es una reacción autosostenida. En - reacción amortiguada. El factor de multiplicación depende de la naturaleza del material fisionable, el tamaño y la forma del núcleo. La masa mínima de material fisionable necesaria para llevar a cabo una reacción en cadena se denomina crítica. Pues la masa crítica es de 9 kg, mientras que el radio de la bola de uranio es de 4 cm.
Las reacciones en cadena pueden ser controladas o incontrolables. La explosión de una bomba atómica es un ejemplo de reacción incontrolada. La carga nuclear de una bomba de este tipo son dos o más piezas de o casi puro. La masa de cada pieza es inferior a la crítica, por lo que no se produce una reacción en cadena. Por tanto, para que se produzca una explosión basta con combinar estas piezas en una sola pieza, con una masa superior a la crítica. Esto debe hacerse muy rápido y la conexión de las piezas debe ser muy apretada. De lo contrario, la carga nuclear se desintegrará antes de que tenga tiempo de reaccionar. Para la conexión se utiliza un explosivo común. La capa sirve como reflector de neutrones y, además, evita que la carga nuclear chisporrotee hasta que el número máximo de núcleos libere toda la energía durante la fisión. La reacción en cadena de una bomba atómica es impulsada por neutrones rápidos. Durante una explosión, sólo una parte de los neutrones de una carga nuclear tienen tiempo de reaccionar. La reacción en cadena conduce a la liberación de una energía colosal. La temperatura que se desarrolla alcanza los grados. El poder destructivo de la bomba lanzada sobre Hiroshima por los estadounidenses equivalía a la explosión de 20.000 toneladas de trinitrotolueno. El poder de la nueva arma es cientos de veces mayor que el de la primera. Si a esto le sumamos que una explosión atómica produce una gran cantidad de fragmentos de fisión, incluidos los de muy larga duración, resulta evidente el terrible peligro que representan estas armas para la humanidad.
Al cambiar el factor de multiplicación de neutrones, se puede lograr una reacción en cadena controlada. El dispositivo en el que se produce una reacción controlada se llama reactor nuclear. El material fisible es uranio natural o enriquecido. Para evitar la captura radiativa de neutrones por los núcleos de uranio, se colocan bloques relativamente pequeños de material fisionable a cierta distancia entre sí y los huecos se llenan con una sustancia que modera los neutrones (moderador). La moderación de neutrones se produce debido a la dispersión elástica. En este caso, la energía perdida por la partícula que se frena depende de la relación de masas de las partículas en colisión. La máxima cantidad de energía se pierde si las partículas tienen la misma masa. El deuterio, el grafito y el berilio cumplen esta condición. El primer reactor de uranio-grafito se puso en marcha en 1942 en la Universidad de Chicago bajo la dirección del destacado físico italiano Fermi. Para explicar el principio de funcionamiento del reactor, consideremos un diagrama típico de un reactor de neutrones térmicos en la Fig. 1.
 Fig.1. |
En el núcleo del reactor se encuentran los elementos combustibles 1 y el moderador 2, que ralentiza los neutrones a velocidades térmicas. Los elementos combustibles (barras de combustible) son bloques de material fisionable encerrados en una capa sellada que absorbe débilmente neutrones. Debido a la energía liberada durante la fisión nuclear, los elementos combustibles se calientan y, por lo tanto, para enfriarlos, se colocan en el flujo de refrigerante (3-5 - canal de refrigerante). El núcleo está rodeado por un reflector que reduce la fuga de neutrones. La reacción en cadena está controlada por barras de control especiales hechas de materiales que absorben fuertemente los neutrones. Los parámetros del reactor se calculan de modo que cuando las varillas estén completamente insertadas, la reacción ciertamente no ocurra. A medida que se retiran gradualmente las barras, el factor de multiplicación de neutrones aumenta y en una determinada posición alcanza la unidad. En este momento el reactor comienza a funcionar. A medida que el reactor funciona, la cantidad de material fisionable en el núcleo disminuye y se contamina con fragmentos de fisión, que pueden incluir fuertes absorbentes de neutrones. Para evitar que la reacción se detenga, las barras de control se retiran gradualmente del núcleo mediante un dispositivo automático. Este control de las reacciones es posible gracias a la existencia de neutrones retardados emitidos por núcleos fisionables con un retraso de hasta 1 minuto. Cuando el combustible nuclear se quema, la reacción se detiene. Antes de reiniciar el reactor, se retira el combustible nuclear quemado y se carga combustible nuevo. El reactor también cuenta con barras de emergencia, cuya introducción detiene inmediatamente la reacción. Un reactor nuclear es una poderosa fuente de radiación penetrante, aproximadamente veces superior a los estándares sanitarios. Por tanto, cualquier reactor tiene protección biológica, un sistema de pantallas hechas de materiales protectores (por ejemplo, hormigón, plomo, agua), ubicada detrás de su reflector, y un control remoto.
Por primera vez en la URSS se utilizó la energía nuclear con fines pacíficos. En Obninsk, en 1954, bajo el liderazgo de Kurchatov, se puso en funcionamiento la primera central nuclear con una capacidad de 5 MW.
Sin embargo, los reactores de neutrones térmicos de uranio pueden resolver el problema del suministro de energía a una escala limitada, que está determinada por la cantidad de uranio.
La forma más prometedora de desarrollar la energía nuclear es el desarrollo de reactores de neutrones rápidos, los llamados reactores reproductores. Un reactor de este tipo produce más combustible nuclear del que consume. La reacción se lleva a cabo con neutrones rápidos, por lo que no solo pueden participar en ella, sino también lo que se convierte en. Este último se puede separar químicamente. Este proceso se llama reproducción de combustible nuclear. En los reactores reproductores especiales, el factor de reproducción del combustible nuclear supera uno. El núcleo de los reproductores es una aleación de uranio enriquecido con isótopos y un metal pesado que absorbe pequeños neutrones. Los reactores reproductores no tienen moderador. Control de dichos reactores moviendo el reflector o cambiando la masa de material fisionable.
ECUACIÓN DE REACCIÓN EN CADENA. CLASIFICACIÓN DE NEURONAS
DISPOSITIVO Y PRINCIPIO DE FUNCIONAMIENTO DE UN CONTADOR DE DESCARGAS DE GAS
ESTRUCTURA Y PRINCIPIO DE FUNCIONAMIENTO DE LA CÁMARA DE IONIZACIÓN
Dependiendo del voltaje suministrado, el detector puede funcionar en los modos de cámara de ionización, contador proporcional y contador Geiger-Muller.
El detector de ionización más simple es cámara de ionización , que es un condensador que consta de dos placas paralelas, cuyo espacio entre ellas está lleno de aire o gas. A los electrodos se aplica un voltaje de aproximadamente 100 voltios, lo que corresponde a 1 sección de la característica corriente-voltaje. En ausencia de radiación ionizante, el espacio entre los electrodos es un dieléctrico y no hay corriente en el circuito.
Cuando se exponen a radiación ionizante entre los electrodos, las moléculas y átomos del gas se ionizan y se forman iones positivos y negativos. Los iones negativos se mueven hacia el electrodo positivo y los iones positivos viceversa. En el circuito surge una corriente. El voltaje entre los electrodos se selecciona de modo que todos los iones formados lleguen a los electrodos sin tener tiempo de recombinarse, pero tampoco se aceleren hasta tal punto que causen una ionización secundaria.
Las cámaras de ionización son fáciles de operar y se caracterizan por una alta eficiencia de registro, pero sus desventajas son su baja sensibilidad. El voltaje suministrado a los electrodos de la cámara de ionización debe ser de aproximadamente 100 V.
Medidor de descarga de gas Es un cilindro de metal o vidrio, la superficie interior está recubierta de metal, que es el cátodo. A lo largo del eje del cilindro se estira un fino hilo metálico con un diámetro de unas 100 micras, que es el ánodo.
Los medidores proporcionales operan a voltajes correspondientes a la sección 2 de la característica corriente-voltaje. A un voltaje de 100-1000 V, se crea una alta intensidad de campo eléctrico entre los electrodos y los iones primarios resultantes crean una ionización secundaria de átomos y moléculas de gas. En tales medidores, el valor actual depende del nivel de radiación ionizante.
Los contadores Geiger-Muller funcionan en la tercera sección de la característica corriente-voltaje a voltajes superiores a 1000 V. Bajo la influencia de la radiación ionizante, se forman iones positivos y electrones negativos en el espacio entre los electrodos que, moviéndose hacia el ánodo, crean ionización secundaria. Debido a la alta intensidad del campo eléctrico cerca del ánodo, asociada a su pequeña área, los electrones secundarios se aceleran tanto que reionizan el gas. El número de electrones aumenta como una avalancha, se produce una descarga en corona, que opera después del cese de la radiación ionizante. La carga finaliza activando una resistencia grande de 1 MOhm.
Los contadores Geiger-Muller se caracterizan por una alta eficiencia de registro y una gran amplitud de señal (alrededor de 40 voltios). Desventajas: baja resolución y largo tiempo de recuperación.
Ecuación de reacción en cadena:
donde K es el número de neutrones secundarios (2-3); q – energía térmica
Reacción nuclear en cadena es que bajo la influencia de los neutrones los núcleos de un átomo de uranio se desintegran en núcleos más ligeros llamados fragmentos de fisión . En este caso, neutrones secundarios y se libera energía térmica. Los neutrones secundarios que afectan nuevamente a los núcleos de uranio provocan su fisión con la formación de nuevos neutrones y la liberación de energía. El proceso se repite, se desarrolla como una avalancha y puede provocar una explosión nuclear.
Sin embargo, esta representación de una reacción nuclear está idealizada, porque Como resultado de la captura de neutrones por impurezas y el escape de neutrones de la región activa, la reacción nuclear puede decaer.
Para caracterizar los procesos que ocurren en una reacción nuclear, se introduce el concepto. factor de multiplicación k , que es igual a la relación entre el número de neutrones en un momento dado y el número de neutrones en el momento anterior.
K > 1 La reacción nuclear va en aumento y puede provocar una explosión.
A< 1 Ядерная реакция затухает
K = 1 La reacción nuclear se desarrolla de manera estable.
Clasificación de neutrones según su energía:
CONDICIONES PARA UNA REACCIÓN NUCLEAR:
1) el uranio debe limpiarse de impurezas y productos de descomposición;
2) En una reacción en cadena de neutrones rápidos, es necesario enriquecer uranio natural, donde su concentración es del 0,7% hasta una concentración del 15%.
3) En una reacción en cadena con neutrones térmicos, es necesario evitar la captura resonante de un neutrón por el uranio-238. Para ello se utilizan moderadores de grafito.
4) El sistema de combustible nuclear y moderador debe ser alterno, es decir. heterogéneo.
5) El sistema debe ser esférico;
6) Para llevar a cabo una reacción nuclear debe haber una cantidad suficiente de combustible nuclear. El valor mínimo de combustible nuclear al que todavía se produce una reacción nuclear se llama masa crítica.