В 1934 г. Э. Ферми решил получить трансурановые элементы, облучая 238 U нейтронами. Идея Э. Ферми заключалась в том, что в результате β - -распада изотопа 239 U образуется химический элемент с порядковым номером Z = 93. Однако идентифицировать образование 93-его элемента не удавалось. Вместо этого в результате радиохимического анализа радиоактивных элементов, выполненного О.Ганом и Ф.Штрассманом, было показано, что одним из продуктов облучения урана нейтронами является барий (Z = 56) – химический элемент среднего атомного веса, в то время как согласно предположению теории Ферми должны были получаться трансурановые элементы.
Л. Мейтнер и О. Фриш высказали предположение, что в результате захвата нейтрона ядром урана происходит развал составного ядра на две части

92 U + n → 56 Ba + 36 Kr + xn.

Процесс деления урана сопровождается появлением вторичных нейтронов (x > 1), способных вызвать деление других ядер урана, что открывает потенциальную возможность возникновения цепной реакции деления – один нейтрон может дать начало разветвленной цепи делений ядер урана. При этом число разделившихся ядер должно возрастать экспоненциально. Н. Бор и Дж. Уиллер рассчитали критическую энергию необходимую, чтобы ядро 236 U, образовавшееся в результате захвата нейтрона изотопом 235 U, разделилось. Эта величина равна 6,2 МэВ, что меньше энергии возбуждения изотопа 236 U, образующегося при захвате теплового нейтрона 235 U. Поэтому при захвате тепловых нейтронов возможна цепная реакция деления 235 U. Для наиболее распространенного изотопа 238 U критическая энергия равна 5,9 МэВ, в то время как при захвате теплового нейтрона энергия возбуждения образовавшегося ядра 239 U составляет только 5,2 МэВ. Поэтому цепная реакция деления наиболее распространенного в природе изотопа 238 U под действием тепловых нейтронов оказывается невозможной. В одном акте деления высвобождается энергия ≈ 200 МэВ (для сравнения в химических реакциях горения в одном акте реакции выделяется энергия ≈ 10 эВ). Возможности создания условий для цепной реакции деления открыли перспективы использования энергии цепной реакции для создания атомных реакторов и атомного оружия. Первый ядерный реактор был построен Э.Ферми в США в 1942 г. В СССР первый ядерный реактор был запущен под руководством И.Курчатова в 1946 г. В 1954 г. в г. Обнинске начала работать первая в мире атомная электро­станция. В настоящее время электрическая энергия вырабатывается примерно в 440 ядерных реакторах в 30 странах мира.
В 1940 г. Г.Флеров и К.Петржак открыли спонтанное деление урана. О сложности проведения эксперимента свидетельствуют следующие цифры. Парциальный период полураспада по отношению спонтанному делению изотопа 238 U составляет 10 16 –10 17 лет, в то время как период распада изотопа 238 U составляет 4.5∙10 9 лет. Основным каналом распада изотопа 238 U является α-распад. Для того, чтобы наблюдать спонтанное деление изотопа 238 U, нужно было регистрировать один акт деления на фоне 10 7 –10 8 актов α-распада.
Вероятность спонтанного деления в основном определяется проницаемостью барьера деления. Вероятность спонтанного деления увеличивается с увеличением заряда ядра, т.к. при этом увеличивается параметр деления Z 2 /A. В изотопах Z < 92-95 деление происходит преимущественно с образованием двух осколков деления с отношением масс тяжёлого и лёгкого осколков 3:2. В изотопах Z > 100 преобладает симметричное деление с образованием одинаковых по массе осколков. С увеличением заряда ядра доля спонтанного деления по сравнению с α-распадом увеличивается.

Изотоп	Период полураспада	Каналы распада
235 U	7.04·10 8 лет	α (100%), SF (7·10 -9 %)
238 U	4.47·10 9 лет	α (100%), SF (5.5·10 -5 %)
240 Pu	6.56·10 3 лет	α (100%), SF (5.7·10 -6 %)
242 Pu	3.75·10 5 лет	α (100%), SF (5.5·10 -4 %)
246 Cm	4.76·10 3 лет	α (99,97%), SF (0.03%)
252 Cf	2.64 лет	α (96,91%), SF (3.09%)
254 Cf	60.5 лет	α (0,31%), SF (99.69%)
256 Cf	12.3 лет	α (7.04·10 -8 %), SF (100%)

Деление ядер. История

1934 г. − Э. Ферми, облучая уран тепловыми нейтронами, обнаружил среди продуктов реакции радиоактивные ядра, природу которых установить не удалось.
Л. Сциллард выдвинул идею цепной ядерной реакции.

1939 г. − О. Ган и Ф. Штрассман обнаружили среди продуктов реакций барий.
Л. Мейтнер и О. Фриш впервые объявили, что под действием нейтронов происходило деление урана на два сравнимых по массе осколка.
Н. Бор и Дж. Уилер дали количественную интерпретацию деления ядра, введя параметр деления.
Я. Френкель развил капельную теорию деления ядер медленными нейтронами.
Л. Сциллард, Э. Вигнер, Э. Ферми, Дж. Уилер, Ф. Жолио-Кюри, Я. Зельдович, Ю. Харитон обосновали возможность протекания в уране цепной ядерной реакции деления.

1940 г. − Г. Флеров и К. Петржак открыли явление спонтанного деления ядер урана U.

1942 г. − Э. Ферми осуществил управляемую цепную реакцию деления в первом атомного реакторе.

1945 г. − Первое испытание ядерного оружия (штат Невада, США). На японские города Хиросима (6 августа) и Нагасаки (9 августа) американскими войсками были сброшены атомные бомбы.

1946 г. − Под руководством И.В. Курчатова был пущен первый в Европе реактор.

1954 г. − Запущена первая в мире атомная электростанция (г. Обнинск, СССР).

Деление ядер. С 1934 г. Э.Ферми стал применять нейтроны для бомбардировки атомов. С тех пор количество устойчивых или радиоактивных ядер, полученных путем искусственного превращения, возросло до многих сотен, и почти все места периодической системы заполнились изотопами.
Атомы, возникающие во всех этих ядерных реак­циях, занимали в периодической системе то же место, что и бомбардированный атом, или соседние места. Поэтому произвело большую сенсацию доказательство Ганом и Штрассманом в 1938 г. того, что при обстреле нейтронами последнего элемента периодической системы − урана − происходит распад на элементы, которые стоят в средних частях периодической системы. Здесь выступают различные виды распада. Возникаю­щие атомы в большинстве своем неустойчивы и тотчас же распадаются дальше; у некоторых время полурас­пада измеряется секундами, так что Ган должен был применить аналитический метод Кюри для продления такого быстрого процесса. Важно отметить, что стоя­щие перед ураном элементы, протактиний и торий, также обнаруживают подобный распад под действием нейтронов, хотя для того, чтобы распад начался, требуется более высокая энергия нейтронов, чем в случае урана. Наряду с этим в 1940 г. Г. Н. Флеров и К. А. Петржак обнаружили спонтанное расщепление уранового ядра с самым большим из известных до тех пор периодом полураспада: около 2 ·10 15 лет; этот факт становится явным благодаря освобождающимся при этом нейтронам. Так явилась возможность понять, почему «естественная» периодическая система заканчивается тремя названными элементами. Теперь стали известны трансурановые элементы, но они настолько неустойчивы, что быстро распадаются.
Расщепление урана посредством нейтронов дает те­перь возможность того использования атомной энер­гии, которое уже многим мерещилось, как «мечта Жюля Верна».

М. Лауэ, «История физики»

1939 г. О. Ган и Ф. Штрассман, облучая соли урана тепловыми нейтронами, обнаружили среди продуктов реакции барий (Z = 56)

Отто Ганн (1879 – 1968)

Деление ядер – расщепление ядра на два (реже три) ядра с близкими массами, которые называют осколками деления. При делении возникают и другие частицы – нейтроны, электроны, α-частицы. В результате деления высвобождается энергия ~200 МэВ. Деление может быть спонтанным либо вынужденным под действием других частиц, чаще всего нейтронов.
Характерной особенностью деления является то, что осколки деления, как правило, существенно различаются по массам, т. е. преобладает асимметричное деление. Так, в случае наиболее вероятного деления изотопа урана 236 U, отношение масс осколков равно 1.46. Тяжёлый осколок имеет при этом массовое число 139 (ксенон), а легкий – 95 (стронций). С учётом испускания двух мгновенных нейтронов рассматриваемая реакция деления имеет вид

Нобелевская премия по химии
1944 г. – О. Ган.
За открытие реакции деления ядер урана нейтронами.

Осколки деления

Зависимость средних масс легкой и тяжелой групп осколков от массы делящегося ядра.

Открытие деления ядер. 1939 г.

Я приехал в Швецию, где Лизе Мейтнер страдала от одиночества, и я, как преданный племянник, решил навестить ее на рождество. Она жила в маленьком отеле Кунгэльв около Гетеборга. Я застал ее за завтраком. Она обдумывала письмо, только что полученное ею от Гана. Я был весьма скептически настроен относительно содержания письма, в котором сообщалось об образовании бария при облучении урана нейтронами. Однако ее привлекла такая возможность. Мы гуляли по снегу, она пешком, я на лыжах (она сказала, что может проделать этот путь, не отстав от меня, и доказала это). К концу прогулки мы уже могли сформулировать некоторые выводы; ядро не раскалывалось, и от него не отлетали куски, а это был процесс, скорее напоминавший капельную модель ядра Бора; подобно капле ядро могло удлиняться и делиться. Затем я исследовал, каким образом электрический заряд нуклонов уменьшает поверхностное натяжение, которое, как мне удалось установить, падает до нуля при Z = 100 и, возможно, весьма мало для урана. Лизе Мейтнер занималась определением энергии, выделяющейся при каждом распаде из-за дефекта массы. Она очень ясно представляла себе кривую дефекта масс. Оказалось, что за счет электростатического отталкивания элементы деления приобрели бы энергию около 200 МэВ, а это как раз соответствовало энергии, связанной с дефектом массы. Поэтому процесс мог идти чисто классически без привлечения понятия прохождения через потенциальный барьер, которое, конечно, оказалось бы тут бесполезным.
Мы провели вместе два или три дня на рождество. Затем я вернулся в Копенгаген и едва успел сообщить Бору о нашей идее в тот самый момент, когда он уже садился на пароход, отправляющийся в США. Я помню, как он хлопнул себя по лбу, едва я начал говорить, и воскликнул: «О, какие мы были дураки! Мы должны были заметить это раньше». Но он не заметил, и никто не заметил.
Мы с Лизе Мейтнер написали статью. При этом мы постоянно поддерживали связь по междугородному телефону Копенгаген – Стокгольм.

О. Фриш, Воспоминания. УФН. 1968. Т. 96, вып.4, с. 697.

Спонтанное деление ядер

В описанных ниже опытах мы использовали метод, впервые предложенный Фришем для регистрации процессов деления ядер. Ионизационная камера с пластинами, покрытыми слоем окиси урана, соединяется с линейным усилителем, настроенным таким образом, что α частицы, вылетающие из урана, не регистрируются системой; импульсы же от осколков, намного превышающие по величине импульсы от α-частиц, отпирают выходной тиратрон и считаются механическим реле.
Была специально сконструирована ионизационная камера в виде многослойного плоского конденсатора с общей площадью 15 пластин в 1000 см. Пластины, расположенные друг от друга на расстоянии 3 мм, были покрыты слоем окиси урана 10-20 мг/см 2 .
В первых же опытах с настроенным для счета осколков усилителем удалось наблюдать самопроизвольные (в отсутствие источника нейтронов) импульсы на реле и осциллографе. Число этих импульсов было невелико (6 в 1 час), и вполне понятно поэтому, что это явление не могло наблю­даться с камерами обычного типа…
Мы склонны думать, что наблюдаемый нами эффект следует приписать осколкам, получающимся в результате спонтанного деления урана…

Спонтанное деление следует приписать одному из невозбужденных изотопов U с периодами полураспада, полученными из оценки наших результатов:

U 238 – 10 16 ~ 10 17 лет,
U 235 – 10 14 ~ 10 15 лет,
U 234 – 10 12 ~ 10 13 лет.

Распад изотопа 238 U

Спонтанное деление ядер

Периоды полураспада спонтанно делящихся изотопов Z = 92 - 100

Первая экспериментальная система с уран-графитовой решёткой была построена в 1941 г. под руководством Э. Ферми. Она представляла собой графитовый куб с ребром длиной 2,5 м, содержащий около 7 т окиси урана, заключенной в железные сосуды, которые были размещены в кубе на одинаковых расстояниях друг от друга. На дне уран-графитовой решётки был помещён RaBe источник нейтронов. Коэффициент размножения в такой системе был ≈ 0.7. Окись урана содержала от 2 до 5% примесей. Дальнейшие усилия были направлены на получение более чистых материалов и к маю 1942 г. была получены окись урана, в которой примесь составляла меньше 1%. Чтобы обеспечить цепную реакцию деления, было необходимо использовать большое количество графита и урана – порядка нескольких тонн. Примеси должны были составлять меньше нескольких миллионных долей. Реактор, собранный к концу 1942 г. Ферми в Чикагском университете, имел форму срезанного сверху неполного сфероида. Он содержал 40 т урана и 385 т графита. Вечером 2 декабря 1942 г. после того, как были убраны стержни нейтронного поглотителя, было обнаружено, что внутри реактора происходит цепная ядерная реакция. Измеренный коэффициент составлял 1.0006. Вначале реактор работал на уровне мощности 0.5 Вт. К 12 декабря его мощность была увеличена до 200 Вт. В дальнейшем реактор был перенесен в более безопасное место, и мощность его была повышена до нескольких кВт. При этом реактор потреблял 0.002 г урана-235 в день.

Первый ядерный реактор в СССР

Здание для первого в СССР исследовательского ядерного реактора Ф-1 было готово к июню 1946 г.
После того как были проведены все необходимые эксперименты, раз­работана система управления и защиты реактора, установлены размеры реактора, проведены все необходимые опыты с моделями реактора, определена плотность нейтронов на нескольких моделях, получены графитовые блоки (так называемой ядерной чистоты) и (после нейтронно-физической проверки) урановые блочки, в ноябре 1946 г. приступили к сооружению реактора Ф-1.
Общий радиус реактора был 3,8 м. Для него потребовалось 400 т графита и 45 т урана. Реактор собирали слоями и в 15 ч 25 декабря 1946 г. был собран последний, 62-й слой. После извлечения так называемых аварийных стержней был произведен подъем регулирующего стержня, начался отсчет плотности нейтронов, и в 18 ч 25 декабря 1946 г. ожил, заработал первый в СССР реактор. Это была волнующая победа ученых - создателей ядерного реактора и всего советского народа. А через полтора года, 10 июня 1948 г., промышленный реактор с водой в каналах достиг критического состояния и вскоре началось промышленное производство нового вида ядерного горючего − плутония.

Содержание статьи

ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ, ядерная реакция, в которой атомное ядро при бомбардировке нейтронами расщепляется на два или несколько осколков. Полная масса осколков обычно меньше суммы масс исходного ядра и бомбардирующего нейтрона. «Недостающая масса» m превращается в энергию E в соответствии с формулой Эйнштейна E = mc 2 , где c – скорость света. Поскольку скорость света очень велика (299 792 458 м/с), небольшой массе соответствует огромная энергия. Эту энергию можно преобразовать в электричество.

Энергия, выделяющаяся при делении ядер, превращается в теплоту при торможении осколков деления. Скорость тепловыделения зависит от числа ядер, делящихся в единицу времени. Когда в небольшом объеме за короткое время происходит деление большого числа ядер, то реакция имеет характер взрыва. Таков принцип действия атомной бомбы. Если же сравнительно небольшое число ядер делится в большом объеме в течение более длительного времени, то результатом будет выделение теплоты, которую можно использовать. На этом основаны атомные электростанции. На атомных электростанциях теплота, выделяющаяся в ядерных реакторах в результате деления ядер, используется для производства пара, который подается на турбины, вращающие электрогенераторы.

Для практического использования процессов деления больше всего подходят уран и плутоний. У них имеются изотопы (атомы данного элемента с различными массовыми числами), которые делятся при поглощении нейтронов даже с очень небольшими энергиями.

Ключом к практическому использованию энергии деления явилось то обстоятельство, что некоторые элементы испускают нейтроны в процессе деления. Хотя при делении ядра один нейтрон поглощается, эта потеря восполняется благодаря возникновению новых нейтронов в процессе деления. Если устройство, в котором происходит деление, обладает достаточно большой («критической») массой, то за счет новых нейтронов может поддерживаться «цепная реакция». Цепной реакцией можно управлять, регулируя число нейтронов, способных вызывать деление. Если оно больше единицы, то интенсивность деления увеличивается, а если меньше единицы – уменьшается.

ИСТОРИЧЕСКАЯ СПРАВКА

История открытия деления ядер берет начало с работы А.Беккереля (1852–1908). Исследуя в 1896 фосфоресценцию различных материалов, он обнаружил, что минералы, содержащие уран, самопроизвольно испускают излучение, вызывающее почернение фотопластинки даже если между минералом и пластинкой поместить непрозрачное твердое вещество. Различные экспериментаторы установили, что это излучение состоит из альфа-частиц (ядер гелия), бета-частиц (электронов) и гамма-квантов (жесткого электромагнитного излучения).

Первое превращение ядер, искусственно вызванное человеком, осуществил в 1919 Э.Резерфорд, который превратил азот в кислород, облучив азот альфа-частицами урана. Эта реакция сопровождалась поглощением энергии, поскольку масса ее продуктов – кислорода и водорода – превышает массу частиц, вступающих в реакцию, – азота и альфа-частиц. Выделение же ядерной энергии впервые удалось осуществить в 1932 Дж.Кокрофту и Э.Уолтону, бомбардировавшим литий протонами. В этой реакции масса вступавших в реакцию ядер была несколько больше массы продуктов, в результате чего и происходило выделение энергии.

В 1932 Дж.Чедвик открыл нейтрон – нейтральную частицу с массой, примерно равной массе ядра атома водорода. Физики всего мира занялись изучением свойств этой частицы. Предполагалось, что лишенный электрического заряда и не отталкиваемый положительно заряженным ядром нейтрон будет с большей вероятностью вызывать ядерные реакции. Более поздние результаты подтвердили эту догадку. В Риме Э.Ферми с сотрудниками подвергли облучению нейтронами почти все элементы периодической системы и наблюдали ядерные реакции с образованием новых изотопов. Доказательством образования новых изотопов служила «искусственная» радиоактивность в форме гамма и бета-излучений.

Первые указания на возможность деления ядер.

Ферми принадлежит открытие многих нейтронных реакций, известных сегодня. В частности, он пытался получить элемент с порядковым номером 93 (нептуний), бомбардируя нейтронами уран (элемент с порядковым номером 92). При этом он регистрировал электроны, испускаемые в результате захвата нейтронов в предполагаемой реакции

238 U + 1 n ® 239 Np + b –,

где 238 U – изотоп урана-238, 1 n – нейтрон, 239 Np – нептуний и b - – электрон. Однако результаты оказались неоднозначными. Чтобы исключить возможность того, что регистрируемая радиоактивность принадлежит изотопам урана или другим элементам, расположенным в периодической системе перед ураном, пришлось проводить химический анализ радиоактивных элементов.

Результаты анализа показали, что неизвестным элементам соответствуют порядковые номера 93, 94, 95 и 96. Поэтому Ферми сделал вывод, что он получил трансурановые элементы. Однако О.Ган и Ф.Штрасман в Германии, проведя тщательный химический анализ, установили, что среди элементов, возникающих в результате облучения урана нейтронами, присутствует радиоактивный барий. Это означало, что, вероятно, часть ядер урана делится на два крупных осколка.

Подтверждение возможности деления.

После этого Ферми, Дж.Даннинг и Дж.Пеграм из Колумбийского университета провели эксперименты, которые показали, что деление ядер действительно имеет место. Деление урана нейтронами было подтверждено методами пропорциональных счетчиков, камеры Вильсона, а также накопления осколков деления. Первый метод показал, что при приближении источника нейтронов к образцу урана испускаются импульсы большой энергии. В камере Вильсона было видно, что ядро урана, бомбардируемое нейтронами, расщепляется на два осколка. Последний метод позволил установить, что, как и предсказывала теория, осколки радиоактивны. Все это вместе взятое убедительно доказывало, что деление действительно происходит, и давало возможность уверенно судить об энергии, выделяющейся при делении.

Поскольку допустимое отношение числа нейтронов к числу протонов в стабильных ядрах уменьшается с уменьшением размеров ядра, доля нейтронов у осколков должна быть меньше, чем у исходного ядра урана. Таким образом, были все основания предполагать, что процесс деления сопровождается испусканием нейтронов. Вскоре это было экспериментально подтверждено Ф. Жолио-Кюри и его сотрудниками: число нейтронов, испускаемых в процессе деления, было больше числа поглощенных нейтронов. Оказалось, что на один поглощенный нейтрон приходится приблизительно два с половиной новых нейтрона. Сразу стали очевидны возможность цепной реакции и перспективы создания исключительно мощного источника энергии и его использования в военных целях. После этого в ряде стран (особенно в Германии и США) в условиях глубокой секретности начались работы по созданию атомной бомбы.

Разработки в период Второй мировой войны.

С 1940 по 1945 направление разработок определялось военными соображениями. В 1941 были получены небольшие количества плутония и установлен ряд ядерных параметров урана и плутония. В США важнейшие необходимые для этого производственные и научно-исследовательские предприятия были в ведении «Манхаттанского военно-инженерного округа», которому 13 августа 1942 был передан «Урановый проект». В Колумбийском университете (Нью-Йорк) группой сотрудников под руководством Э.Ферми и В.Цинна были проведены первые эксперименты, в которых изучалось размножение нейтронов в решетке из блоков диоксида урана и графита – атомном «котле». В январе 1942 эта работа была перенесена в Чикагский университет, где в июле 1942 были получены результаты, показывавшие возможность осуществления самоподдерживающейся цепной реакции. Первоначально реактор работал на мощности 0,5 Вт, но спустя 10 дней мощность была доведена до 200 Вт. Возможность получения больших количеств ядерной энергии была впервые продемонстрирована 16 июля 1945 при взрыве первой атомной бомбы на полигоне в Аламогордо (шт. Нью-Мексико).

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Ядерный реактор – это установка, в которой возможно осуществление управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Реакторы можно классифицировать по используемому топливу (делящимся и сырьевым изотопам), по виду замедлителя, по типу тепловыделяющих элементов и по роду теплоносителя.

Делящиеся изотопы.

Имеются три делящихся изотопа – уран-235, плутоний-239 и уран-233. Уран-235 получают разделением изотопов; плутоний-239 – в реакторах, в которых уран-238 превращается в плутоний, 238 U ® 239 U ® 239 Np ® 239 Pu; уран-233 – в реакторах, в которых торий-232 перерабатывается в уран. Ядерное топливо для энергетического реактора выбирается с учетом его ядерных и химических свойств, а также стоимости.

В приводимой ниже таблице представлены основные параметры делящихся изотопов. Полное сечение характеризует вероятность взаимодействия любого типа между нейтроном и данным ядром. Сечение деления характеризует вероятность деления ядра нейтроном. От того, какая доля ядер не участвует в процессе деления, зависит выход энергии на один поглощенный нейтрон. Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, важно с точки зрения поддержания цепной реакции. Число новых нейтронов, приходящихся на один поглощенный нейтрон, важно, поскольку характеризует интенсивность деления. Доля запаздывающих нейтронов, испускаемых после того, как деление произошло, связана с энергией, запасенной в данном материале.

ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ

ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ
Изотоп	Уран-235		Уран-233		Плутоний-239
Энергия нейтрона	1 МэВ	0,025 эВ	1 МэВ	0,025 эВ	1 МэВ	0,025 эВ
Полное сечение	6,6 ± 0,1	695 ± 10	6,2 ± 0,3	600 ± 10	7,3 ± 0,2	1005 ± 5
Сечение деления	1,25 ± 0,05	581 ± 6	1,85 ± 0,10	526 ± 4	1,8 ± 0,1	751 ± 10
Доля ядер, неучаствующих в делении	0,077 ± 0,002	0,174 ± 0,01	0,057 ± 0,003	0,098 ± 0,004	0,08 ± 0,1	0,37 ± 0,03
Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления	2,6 ± 0,1	2,43 ± 0,03	2,65 ± 0,1	2,50 ± 0,03	3,03 ± 0,1	2,84 ± 0,06
Число нейтронов на один поглощенный нейтрон	2,41 ± 0,1	2,07 ± 0,02	2,51 ± 0,1	2,28 ± 0,02		2,07 ± 0,04
Доля запаздывающих нейтронов, %	(0,64 ± 0,03)	(0,65 ± 0,02)	(0,26 ± 0,02)	(0,26 ± 0,01)	(0,21 ± 0,01)	(0,22 ± 0,01)
Энергия деления, МэВ
Все сечения приведены в барнах (10 -28 м 2).

Данные таблицы показывают, что каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества. Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эВ) нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов. Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах (1 МэВ), в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или уран-233 в тепловом реакторе, чем уран-235 в реакторе на тепловых нейтронах. Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.

Сырьевые изотопы.

Имеются два сырьевых изотопа: торий-232 и уран-238, из которых получаются делящиеся изотопы уран-233 и плутоний-239. Технология использования сырьевых изотопов зависит от разных факторов, например от необходимости обогащения. В урановой руде содержится 0,7% урана-235, а в ториевой нет делящихся изотопов. Поэтому к торию необходимо добавлять обогащенный делящийся изотоп. Важное значение имеет и число новых нейтронов, приходящееся на один поглощенный нейтрон. С учетом этого фактора приходится отдать предпочтение урану-233 в случае тепловых нейтронов (замедленных до энергии 0,025 эВ), поскольку при таких условиях больше число испускаемых нейтронов, а следовательно, и коэффициент преобразования – число новых делящихся ядер на одно «затраченное» делящееся ядро.

Замедлители.

Замедлитель служит для уменьшения энергии нейтронов, испускаемых в процессе деления, примерно от 1 МэВ до тепловых энергий около 0,025 эВ. Поскольку замедление происходит главным образом в результате упругого рассеяния на ядрах неделящихся атомов, масса атомов замедлителя должна быть как можно меньше, чтобы нейтрон мог передавать им максимальную энергию. Кроме того, у атомов замедлителя должно быть мало (по сравнению с сечением рассеяния) сечение захвата, так как нейтрону приходится многократно сталкиваться с атомами замедлителя, прежде чем он замедляется до тепловой энергии.

Наилучшим замедлителем является водород, поскольку его масса почти равна массе нейтрона и, следовательно, нейтрон при соударении с водородом теряет наибольшее количество энергии. Но обычный (легкий) водород слишком сильно поглощает нейтроны, а потому более подходящими замедлителями, несмотря на несколько большую массу, оказываются дейтерий (тяжелый водород) и тяжелая вода, так как они меньше поглощают нейтроны. Хорошим замедлителем можно считать бериллий. У углерода столь малое сечение поглощения нейтронов, что он эффективно замедляет нейтроны, хотя для замедления в нем требуется гораздо больше столкновений, чем в водороде.

Среднее число N упругих столкновений, необходимое для замедления нейтрона от 1 МэВ до 0,025 эВ, при использовании водорода, дейтерия, беррилия и углерода составляет приблизительно 18, 27, 36 и 135 соответственно. Приближенный характер этих значений обусловлен тем, что из-за наличия химической энергии связи в замедлителе столкновения при энергиях ниже 0,3 эВ вряд ли могут быть упругими. При низких энергиях атомная решетка может передавать энергию нейтронам или изменять эффективную массу в столкновении, нарушая этим процесс замедления.

Теплоносители.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах используются вода, тяжелая вода, жидкий натрий, жидкий сплав натрия с калием (NaK), гелий, диоксид углерода и такие органические жидкости, как терфенил. Эти вещества являются хорошими теплоносителями и имеют малые сечения поглощения нейтронов.

Вода представляет собой прекрасный замедлитель и теплоноситель, но слишком сильно поглощает нейтроны и имеет слишком высокое давление паров (14 МПа) при рабочей температуре 336° С. Лучший из известных замедлителей – тяжелая вода. Ее характеристики близки к характеристикам обычной воды, а сечение поглощения нейтронов – меньше. Натрий является прекрасным теплоносителем, но не эффективен как замедлитель нейтронов. Поэтому его используют в реакторах на быстрых нейтронах, где при делении испускается больше нейтронов. Правда, натрий имеет ряд недостатков: в нем наводится радиоактивность, у него низкая теплоемкость, он химически активен и затвердевает при комнатной температуре. Сплав натрия с калием сходен по свойствам с натрием, но остается жидким при комнатной температуре. Гелий – прекрасный теплоноситель, но у него мала удельная теплоемкость. Диоксид углерода представляет собой хороший теплоноситель, и он широко применялся в реакторах с графитовым замедлителем. Терфенил имеет то преимущество перед водой, что у него низкое давление паров при рабочей температуре, но он разлагается и полимеризуется под действием высоких температур и радиационных потоков, характерных для реакторов.

Тепловыделяющие элементы.

Тепловыделяющий элемент (твэл) представляет собой топливный сердечник с герметичной оболочкой. Оболочка предотвращает утечку продуктов деления и взаимодействие топлива с теплоносителем. Материал оболочки должен слабо поглощать нейтроны и обладать приемлемыми механическими, гидравлическими и теплопроводящими характеристиками. Тепловыделяющие элементы – это обычно таблетки спеченного оксида урана в трубках из алюминия, циркония или нержавеющей стали; таблетки сплавов урана с цирконием, молибденом и алюминием, покрытые цирконием или алюминием (в случае алюминиевого сплава); таблетки графита с диспергированным карбидом урана, покрытые непроницаемым графитом.

Все эти твэлы находят свое применение, но для водо-водяных реакторов наиболее предпочтительны таблетки оксида урана в трубках из нержавеющей стали. Диоксид урана не вступает в реакцию с водой, отличается высокой радиационной стойкостью и характеризуется высокой температурой плавления.

Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, по-видимому, весьма подходят графитовые топливные элементы, но у них имеется серьезный недостаток – за счет диффузии или из-за дефектов в графите через их оболочку могут проникать газообразные продукты деления.

Органические теплоносители несовместимы с циркониевыми твэлами и поэтому требуют применения алюминиевых сплавов. Перспективы реакторов с органическими теплоносителями зависят от того, будут ли созданы алюминиевые сплавы или изделия порошковой металлургии, которые обладали бы прочностью (при рабочих температурах) и теплопроводностью, необходимыми для применения ребер, повышающих перенос тепла к теплоносителю. Поскольку теплообмен между топливом и органическим теплоносителем за счет теплопроводности мал, желательно использовать поверхностное кипение для увеличения теплопередачи. С поверхностным кипением будут связаны новые проблемы, но они должны быть решены, если использование органических теплоносителей окажется выгодным.

ТИПЫ РЕАКТОРОВ

Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями. В большинстве обычных реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая.

Реактор с водой под давлением.

В таких реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода. Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.

Кипящий реактор.

В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель.

Реактор с жидкометаллическим охлаждением.

В таком реакторе для переноса теплоты, выделяющейся в процессе деления в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороны труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением.

Газоохлаждаемый реактор.

В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – диоксидом углерода или гелием. Замедлителем нейтронов обычно служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким кпд. Небольшие газоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.

Гомогенные реакторы.

В активной зоне гомогенных реакторов используется однородная жидкость, содержащая делящийся изотоп урана. Жидкость обычно представляет собой расплавленное соединение урана. Она закачивается в большой сферический сосуд, работающий под давлением, где в критической массе происходит цепная реакция деления. Затем жидкость подается в парогенератор. Гомогенные реакторы не получили распространения из-за конструктивных и технологических трудностей.

РЕАКТИВНОСТЬ И УПРАВЛЕНИЕ

Возможность самоподдерживающейся цепной реакции в ядерном реакторе зависит от того, какова утечка нейтронов из реактора. Нейтроны, возникающие в процессе деления, исчезают в результате поглощения. Кроме того, возможна утечка нейтронов вследствие диффузии через вещество, аналогичной диффузии одного газа сквозь другой.

Чтобы управлять ядерным реактором, нужно иметь возможность регулировать коэффициент размножения нейтронов k , определяемый как отношение числа нейтронов в одном поколении к числу нейтронов в предыдущем поколении. При k = 1 (критический реактор) имеет место стационарная цепная реакция с постоянной интенсивностью. При k > 1 (надкритический реактор) интенсивность процесса нарастает, а при k r = 1 – (1/k ) называется реактивностью.)

Благодаря явлению запаздывающих нейтронов время «рождения» нейтронов увеличивается от 0,001 с до 0,1 с. Это характерное время реакции позволяет управлять ею с помощью механических исполнительных органов – управляющих стержней из материала, поглощающего нейтроны (B, Cd, Hf, In, Eu, Gd и др.). Постоянная времени регулирования должна быть порядка 0,1 с или больше. Для обеспечения безопасности выбирают такой режим работы реактора, в котором для поддержания стационарной цепной реакции необходимы запаздывающие нейтроны в каждом поколении.

Для обеспечения заданного уровня мощности используются управляющие стержни и отражатели нейтронов, но задачу управления можно значительно упростить правильным расчетом реактора. Например, если реактор спроектировать так, чтобы при увеличении мощности или температуры реактивность уменьшалась, то он будет более устойчивым. Например, при недостаточном замедлении из-за повышения температуры расширяется вода в реакторе, т.е. уменьшается плотность замедлителя. В результате усиливается поглощение нейтронов в уране-238, поскольку они не успевают эффективно замедлиться. В некоторых реакторах используется фактор увеличения утечки нейтронов из реактора вследствие уменьшения плотности воды. Еще один способ стабилизации реактора основан на нагревании «резонансного поглотителя нейтронов», такого, как уран-238, который тогда сильнее поглощает нейтроны.

Системы безопасности.

Безопасность реактора обеспечивается тем или иным механизмом его остановки в случае резкого увеличения мощности. Это может быть механизм физического процесса или действие системы управления и защиты, либо то и другое. При проектировании водо-водяных реакторов предусматриваются аварийные ситуации, связанные с поступлением холодной воды в реактор, падением расхода теплоносителя и слишком большой реактивностью при пуске. Поскольку интенсивность реакции возрастает с понижением температуры, при резком поступлении в реактор холодной воды повышаются реактивность и мощность. В системе защиты обычно предусматривается автоматическая блокировка, предотвращающая поступление холодной воды. При снижении расхода теплоносителя реактор перегревается, даже если его мощность не увеличивается. В таких случаях необходим автоматический останов. Кроме того, насосы теплоносителя должны быть рассчитаны на подачу охлаждающего теплоносителя, необходимую для остановки реактора. Аварийная ситуация может возникнуть при пуске реактора со слишком высокой реактивностью. Из-за низкого уровня мощности реактор не успевает нагреться настолько, чтобы сработала защита по температуре, пока не оказывается слишком поздно. Единственная надежная мера в таких случаях – осторожный пуск реактора.

Избежать перечисленных аварийных ситуаций довольно просто, если руководствоваться следующим правилом: все действия, способные увеличить реактивность системы, должны выполняться осторожно и медленно. Самое важное в вопросе о безопасности реактора – это абсолютная необходимость длительного охлаждения активной зоны реактора после прекращения в нем реакции деления. Дело в том, что радиоактивные продукты деления, остающиеся в топливных кассетах, выделяют тепло. Оно гораздо меньше тепла, выделяющегося в режиме полной мощности, но его достаточно, чтобы в отсутствие необходимого охлаждения расплавить твэлы. Кратковременное прекращение подачи охлаждающей воды привело к значительному повреждению активной зоны и аварии реактора в Три-Майл-Айленде (США). Разрушение активной зоны реактора – это минимальный ущерб в случае подобной аварии. Хуже, если произойдет утечка опасных радиоактивных изотопов. Большинство промышленных реакторов снабжено герметическими страховочными корпусами, которые должны в случае аварии предотвратить выброс изотопов в окружающую среду.

В заключение отметим, что возможность разрушения реактора в значительной степени зависит от его схемы и конструкции. Реакторы могут быть спроектированы таким образом, что снижение расхода теплоносителя не будет приводить к большим неприятностям. Таковы различные типы газоохлаждаемых реакторов.

>> Деление ядер урана

§ 107 ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР УРАНА

Делиться на части могут только ядра некоторых тяжелых элементов. При делении ядер испускаются два-три нейтрона и -лучи. Одновременно выделяется большая энергия .

Открытие деления урана. Деление ядер урана было открыто в 1938 г. немецкими учеными О. Ганом иФ. Штрассманом. Они установили, что нри бомбардировке урана нейтронами возникают элементы средней части периодической системы: барий, криптон и др. Однако правильное истолкование этого факта именно как деления ядра урана, захватившего нейтрон, было дано в начале 1939 г. английским физиком О. Фришем совместно с австрийским физиком Л. Мейтнером.

Захват нейтрона нарушает стабильность ядра. Ядро возбуждается и становится неустойчивым, что приводит к его делению на осколки. Деление ядра возможно потому, что масса покоя тяжелого ядра больше суммы масс покоя осколков, возникающих при делении. Поэтому происходит выделение энергии, эквивалентной уменьшению массы покоя, сопровождающему деление.

Возможность деления тяжелых ядер можно также объяснить с помощью графика зависимости удельной энергии связи от массового числа А (см. рис. 13.11). Удельная энергия связи ядер атомов элементов, занимающих в периодической системе последние места (А 200), примерно на 1 МэВ меньше удельной энергии связи в ядрах элементов, находящихся в середине периодической системы (А 100). Поэтому процесс деления тяжелых ядер на ядра элементов средней части периодической системы является энергетически выгодным. Система после деления переходит в состояние с минимальной внутренней энергией. Ведь, чем больше энергия связи ядра, тем большая энергия должна выделяться нри возникновении ядра и, следовательно, тем меньше внутренняя энергия образовавшейся вновь системы.

При делении ядра энергия связи, приходящаяся на каждый нуклон, увеличивается на 1 МэВ и общая выделяющаяся энергия должна быть огромной - порядка 200 МэВ. Ни при какой другой ядерной реакции (не связанной с делением) столь больших энергий не выделяется.

Непосредственные измерения энергии, выделяющейся при делении ядра урана , подтвердили приведенные соображения и дали значение200 МэВ. Причем большая часть этой энергии (168 МэВ) приходится на кинетическую энергию осколков. На рисунке 13.13 вы видите треки осколков делящегося урана в камере Вильсона.

Выделяющаяся при делении ядра энергия имеет электростатическое, а не ядерное происхождение. Большая кинетическая энергия , которую имеют осколки, возникает вследствие их кулоновского отталкивания.

Механизм делении ядра. Процесс деления атомного ядра можно объяснить иа основе капельной модели ядра. Согласно этой модели сгусток нуклонов напоминает капельку заряженной жидкости (рис. 13.14, а). Ядерные силы между нуклонами являются короткодействующими, подобно силам, действующим между молекулами жидкости. Наряду с большими силами электростатического отталкивания между протонами, стремящимиея разорвать ядро на части, действуют еще большие ядерные силы притяжения. Эти силы удерживают ядро от распада.

Ядро урана-235 имеет форму шара. Поглотив лишний нейтрон, оно возбуждается и начинает деформироваться, приобретая вытянутую форму (рис. 13.14, б). Ядро будет растягиваться до тех пор, пока силы отталкивания между половинками вытянутого ядра не начнут преобладать над силами притяжения, действующими в перешейке (рис. 13.14, в). После этого оно разрывается на две части (рис. 13.14, г).

Под действием кулоновских сил отталкивания эти осколки разлетаются со скоростью, равной 1/30 скорости света.

Испускание нейтронов в процессе деления. Фундаментальный факт ядерного деления - испускание в процессе деления двух-трех нейтронов . Именно благодаря этому оказалось возможным практическое использование внутриядерной энергии.

Понять, почему происходит испускание свободных нейтронов, можно исходя из следующих соображений. Известно, что отношение числа нейтронов к числу протонов в стабильных ядрах возрастает с повышением атомного номера. Поэтому у возникающих при делении осколков относительное число нейтронов оказывается большим, чем это допустимо для ядер атомов, находящихся в середине таблицы Менделеева . В результате несколько нейтронов освобождается в процессе деления. Их энергия имеет различные значения - от нескольких миллионов электрон-вольт до совсем малых, близких к нулю.

Деление обычно происходит на осколки, массы которых отличаются примерно в 1,5 раза. Осколки эти сильно радиоактивны, так как содержат избыточное количество нейтронов. В результате серии последовательных -распадов в конце концов получаются стабильные изотопы.

В заключение отметим, что существует также спонтанное деление ядер урана. Оно было открыто советскими физиками Г. Н. Флеровым и К. А. Петржаком в 1940 г. Период полураспада для спонтанного деления равен 10 16 лет. Это в два миллиона раз больше периода полураспада при -распаде урана.

Реакция деления ядер сопровождается выделением энергии.

Содержание урока конспект урока опорный каркас презентация урока акселеративные методы интерактивные технологии Практика задачи и упражнения самопроверка практикумы, тренинги, кейсы, квесты домашние задания дискуссионные вопросы риторические вопросы от учеников Иллюстрации аудио-, видеоклипы и мультимедиа фотографии, картинки графики, таблицы, схемы юмор, анекдоты, приколы, комиксы притчи, поговорки, кроссворды, цитаты Дополнения рефераты статьи фишки для любознательных шпаргалки учебники основные и дополнительные словарь терминов прочие Совершенствование учебников и уроков исправление ошибок в учебнике обновление фрагмента в учебнике элементы новаторства на уроке замена устаревших знаний новыми Только для учителей идеальные уроки календарный план на год методические рекомендации программы обсуждения Интегрированные уроки

Освобождение энергии при делении ядер. Так же как и в других ядерных реакциях, энергия, освобождающаяся при делении, эквивалентна разности масс взаимодействующих частиц и конечных продуктов. Так как энергия связи нуклона в уране а энергия связи одного нуклона в осколках при делении урана должна выделяться энергия

Таким образом, при делении ядра освобождается огромная энергия, подавляющая ее часть выделяется в виде кинетической энергии осколков деления.

Распределение продуктов деления по массам. Ядро урана в большинстве случаев делится несимметрично. Два ядерных осколка имеют соответственно разные скорости и разные массы.

Осколки по массам распадаются на две группы; одна вблизи криптона с другая вблизи ксенона Массы осколков относятся друг к другу в среднем как Из за-конов сохранения энергии и импульса можно получить, что кинетические энергии осколков должны быть обратно пропорциональны их массам:

Кривая выхода продуктов деления симметрична относительно вертикальной прямой, проходящей через точку Значительная ширина максимумов свидетельствует о многообразии путей деления.

Рис. 82. Распределение продуктов деления урана по массам

Перечисленные характеристики относятся главным образом к делению под действием тепловых нейтронов; в случае деления под действием нейтронов с энергией в несколько и больше, ядро распадается на два более симметричных по массам осколка.

Свойства продуктов деления. При делении атома урана происходит срыв очень многих электронов оболочки, и осколки деления представляют собой приблизительно -кратно ионизованные положительные ионы, которые при прохождении через вещество сильно ионизуют атомы. Поэтому пробеги осколков в воздухе небольшие и близки к 2 см.

Легко установить, что образующиеся при делении осколки должны быть радиоактивными, склонными к испусканию нейтронов. Действительно, у стабильных ядер отношение числа нейтронов и протонов меняется в зависимости от А следующим образом:

(см. скан)

Ядра, которые образовались при делении, лежат в середине таблицы и, следовательно, содержат больше нейтронов, чем это допустимо для их стабильности. Освобождаться от лишних нейтронов они могут как путем -распада, так и непосредственно испуская нейтроны.

Запаздывающие нейтроны. В одном из возможных вариантов деления образуется радиоактивный бром. На рис. 83 показана схема его распада, в конце которой находятся стабильные изотопы

Интересна особенность этой цепочки: криптон может освобождаться от лишнего нейтрона либо за счет -распада, либо если он образовался в возбужденном состоянии за счет прямого испускания нейтрона. Эти нейтроны появляются через 56 сек после деления (время жизни относительно -перехода в возбужденное состояние хотя сам испускает нейтроны практически мгновенно.

Рис. 83. Схема распада радиоактивного брома, образованного в возбужденном состоянии при делении урана

Они называются запаздывающими нейтронами. Со временем интенсивность запаздывающих нейтронов спадает по экспоненте, как при обычном радиоактивном распаде.

Энергия этих нейтронов равна энергии возбуждения ядра. Хотя они составляют лишь 0,75% от всех нейтронов, вылетающих при делении, в осуществлении цепной реакции запаздывающие нейтроны играют важную роль.

Мгновенные нейтроны. Свыше 99% нейтронов освобождается в течение чрезвычайно короткого времени; их называют мгновенными нейтронами.

При изучении процесса деления возникает фундаментальный вопрос, сколько нейтронов получается в одном акте деления; этот вопрос важен потому, что если их число в среднем велико они могут быть использованы для деления последующих ядер, т. е. возникает возможность создания цепной реакции. Над разрешением этого вопроса в 1939-1940 гг. работали практически во всех крупнейших ядерных лабораториях мира.

Хорошо известно, что энергия деления тяжёлых ядер, которая используется в практических целях – это кинетическая энергия осколков исходных ядер. Но каково происхождение этой энергии, т.е. какая энергия превращается в кинетическую энергию осколков?

Официальные воззрения на этот вопрос отличаются крайней непоследовательностью. Так, Мухин пишет, что большая энергия, освобождаемая при делении тяжёлого ядра, обусловлена разностью дефектов масс у исходного ядра и осколков – и получает, на основе этой логики, оценку выхода энергии при делении ядра урана: »200 МэВ. Но далее он пишет, что в кинетическую энергию осколков превращается энергия их кулоновского отталкивания – которая, когда осколки находятся впритык друг к другу, составляет те же »200 МэВ. Близость обеих этих оценок к экспериментальному значению, конечно, впечатляет, но уместен вопрос: в кинетическую энергию осколков превращается всё-таки разность дефектов масс или энергия кулоновского отталкивания? Вы уж определитесь, про что нам рассказываете – про бузину или про дядьку в Киеве!

Эту тупиковую дилемму теоретики создали сами: по их логике, им непременно требуется и разность дефектов масс, и кулоновское отталкивание. Откажись либо от того, либо от другого – и станет совсем очевидна никчёмность традиционных исходных предпосылок в физике ядра. Вот, например, зачем говорят о разности дефектов масс? Затем, чтобы хоть как-то объяснить саму возможность феномена деления тяжёлых ядер. Нас пытаются убедить в том, что деление тяжёлых ядер происходит потому, что оно энергетически выгодно. Что за чудеса? При делении тяжёлого ядра, часть ядерных связей разрушается – а энергии ядерных связей исчисляются МэВами! Нуклоны в ядре связаны на порядки сильнее, чем атомарные электроны. И опыт учит нас, что система устойчива как раз в области энергетической выгодности – а если бы ей было энергетически выгодно распасться, она распалась бы немедленно. Но залежи урановых руд в природе существуют! О какой же «энергетической выгодности» деления ядер урана может идти речь?

Чтобы абсурдность допущения о выгодности деления тяжёлого ядра не слишком бросалась в глаза, теоретики пустились на отвлекающий манёвр: они рассуждают об этой «выгодности» в терминах средней энергии связи, приходящейся на один нуклон . Действительно, с увеличением атомного номера, увеличивается и величина дефекта масс у ядра, но число нуклонов в ядре увеличивается быстрее – за счёт избыточных нейтронов. Поэтому у тяжёлых ядер полная энергия связи, пересчитанная на один нуклон, уменьшается с увеличением атомного номера. Казалось бы, тяжёлым ядрам делиться, в самом деле, выгодно? Увы, эта логика основана на традиционных представлениях о том, что ядерными связями охвачены все нуклоны в ядре. При таком допущении, средняя энергия связи на нуклон E 1 есть частное от деления энергии связи ядра DE на число нуклонов:

E 1 =DE /A , DE =(Zm p +(A-Z )m n )c 2 -(M ат -Zm e )c 2 , (4.13.1)

где Z - атомный номер, т.е. число протонов, A - число нуклонов, m p , m n и m e – массы, соответственно, протона, нейтрона и электрона, M ат - масса атома. Однако, неадекватность традиционных представлений о ядре мы уже проиллюстрировали выше (4.11 ). И если, по логике предложенной модели (4.12 ), при расчёте энергии связи на нуклон не учитывать те нуклоны в ядре, которые временно не охвачены ядерными связями, то мы получим формулу, отличную от (4.13.1). Если считать, что текущее число связанных нуклонов составляет 2Z (4.12 ), и что каждый из них связан лишь половину времени действия связи (4.12 ), то для средней энергии связи на нуклон мы получим формулу

E 1 * =DE /Z , (4.13.2)

которая отличается от (4.13.1) лишь знаменателем. Сглаженные функции E 1 (Z ) и E 1 * (Z ) приведены на Рис.4.13 . В отличие от привычного графика E 1 (Z ), помещённого во многие учебники, график E 1 * (Z ) имеет поразительную особенность: он демонстрирует, для тяжёлых ядер, независимость энергии связи на нуклон от числа нуклонов. Значит, из нашей модели (4.12 ) следует, что ни о какой «энергетической выгодности» деления тяжёлых ядер не может быть и речи – в согласии со здравым смыслом. Т.е., кинетическая энергия осколков не может быть обусловлена разностью дефектов масс исходного ядра и осколков.

Рис.4.13

В согласии с тем же здравым смыслом, в кинетическую энергию осколков не может превращаться энергия их кулоновского отталкивания: мы привели как теоретические аргументы (4.7 , 4.12 ), так и экспериментальные свидетельства (4.12 ) о том, что никакого кулоновского отталкивания у частиц, входящих в состав ядра, не существует.

Тогда каково же происхождение кинетической энергии осколков тяжёлого ядра? Прежде постараемся ответить на вопрос: почему, при цепной ядерной реакции, деления ядер эффективно вызываются нейтронами, вылетевшими при предыдущих делениях – причём, нейтронами тепловыми, т.е. имеющими энергии, ничтожные по ядерным масштабам. С тем, что тепловые нейтроны обладают способностью разваливать тяжёлые ядра, казалось бы, трудно согласовать наш вывод о том, что «избыточные» - на текущий момент – нейтроны в тяжёлых ядрах являются свободными (4.12 ). Тяжёлое ядро буквально нашпиговано тепловыми нейтронами, но при этом оно отнюдь не распадается – хотя его немедленное деление вызывает попадание в него единственного теплового нейтрона, испущенного при предыдущем делении.

Логично допустить, что временно свободные тепловые нейтроны в тяжёлых ядрах и тепловые нейтроны, испускаемые при делении тяжёлых ядер, всё-таки отличаются друг от друга. Поскольку у тех и у других отсутствуют ядерные прерывания, то степенью свободы, по которой они могут различаться, должен обладать процесс, обеспечивающий внутреннюю связь в нейтроне – через циклические превращения входящих в его состав пар (4.10 ). И единственная степень свободы, которую мы здесь усматриваем – это возможность ослабления этой внутренней связи «на приросте масс» (4.10 ), из-за уменьшения частоты циклических превращений в нейтроне – с излучением соответствующих g-квантов. Приведение нейтронов в подобное ослабленное состояние – например, при распадах тяжёлых ядер, когда происходят экстремальные превращения энергии из одних форм в другие – не представляется нам чем-то необычным. Ослабленное состояние нейтрона обусловлено, по-видимому, нештатным режимом работы программы, которая формирует нейтрон в физическом мире – и при этом нейтрону легче распасться на протон и электрон. Похоже, что среднее время жизни в 17 мин, измеренное для нейтронов, вылетающих из ядерных реакторов, характерно как раз для ослабленных нейтронов. Неослабленный же нейтрон способен жить, на наш взгляд, пока работает связующий его алгоритм (4.10 ), т.е., неопределённо долго.

Каким же образом ослабленный нейтрон разваливает тяжёлое ядро? По сравнению с неослабленными нейтронами, у ослабленных нейтронов период прерываний нуклонных пульсаций увеличен. Если у такого нейтрона, попавшего в ядро, будут «включены» ядерные прерывания, так что он окажется связан с каким-либо протоном, то вышеописанный синхронизм переключения связей в тройке n 0 -p + -n 0 (4.12 ) окажется невозможен. В результате нарушится синхронизм связей в соответствующем a-комплексе, что вызовет последовательность сбоев переключений связей, оптимально переформировывающих a-комплексы и обеспечивающих динамическую структуру ядра (4.12 ). Образно говоря, через ядро пройдёт трещина, порождаемая не силовым разрывом ядерных связей, а нарушениями синхронизма их переключений. Заметим, что ключевым моментом для описанного сценария является «включение» у ослабленного нейтрона ядерной связи – а для того, чтобы это «включение» произошло, нейтрон должен иметь достаточно малую кинетическую энергию. Так мы объясняем, почему нейтроны с кинетической энергией в несколько сотен кэВ только возбуждают тяжёлое ядро, а тепловые нейтроны с энергиями всего в несколько сотых эВ способны эффективно его развалить.

Что же мы видим? При делении ядра на два осколка, «аварийно» рассыпаются те ядерные связи, которые, в штатном режиме своих переключений (4.12 ), сцепляли эти два осколка в исходном ядре. Возникает нештатная ситуация, при которой собственные энергии некоторых нуклонов уменьшены на величину энергии ядерных связей, но самих этих связей уже нет. Эта нештатная, по логике принципа автономных превращений энергии (4.4 ), ситуация немедленно исправляется следующим образом: собственные энергии нуклонов остаются как есть, а бывшие энергии распавшихся связей превращаются в кинетическую энергию нуклонов – и, в конечном счёте, в кинетическую энергию осколков. Таким образом, энергия деления тяжёлого ядра обусловлена не разностью дефектов масс у исходного ядра и осколков, и не энергией кулоновского отталкивания осколков. Кинетическая энергия осколков – это бывшая энергия ядерных связей, удерживавших эти осколки в исходном ядре. В пользу этого вывода свидетельствует поразительный и малоизвестный факт постоянства кинетической энергии осколков – в независимости от силы воздействия, инициирующего деление ядра. Так, при инициировании деления ядер урана протонами с энергией 450 МэВ, кинетическая энергия осколков составляла 163±8 МэВ, т.е. столько же, сколько и при инициировании деления тепловыми нейтронами, с энергиями в сотые доли эВ!

Сделаем, на основе предложенной модели, ориентировочную оценку энергии деления ядра урана по наиболее вероятному варианту, 92 U 235 ® 36 Kr 94 + 56 Ba 139 , при котором осколки включают в себя 18 и 28 a-комплексов. Если считать, что эти 18 и 28 a-комплексов были сцеплены в исходном ядре с помощью 8-10 переключаемых связей, со средней энергией 20 МэВ каждая (см. Рис.4.13 ), то энергия осколков должна составить 160-200 МэВ, т.е. величину, близкую к фактической.