Деление урана

Реакцию деления урана можно представить следующим образом:

₉₂U²³⁵ + ₀n¹ → _ZA^M + _92-ZB^236-M-(2÷3) + (2÷3) ₀n¹ (Е > 1,4 МэВ) + (195÷200 МэВ) (из них примерно 168 МэВ кинетическая реакция радионуклидов деления (РНД))

Оценить количество выделяющейся энергии можно из следующего соотношения - 3,1∙10¹⁰ делений в секунду дают 1 ватт энергии.

РНД (продукты деления) представляют из себя «осколочные изотопы». Первичные РНД – это элементы от ₃₂Ge ₆₀Nd:

33As – 59Pr	37Rb – 55Cs	41Nb – 51Sb	45Rh – 47Ag
34Se – 58Ce	38Sr – 54Xe	42Mo – 50Sn	46Pd – 46Pd
35Br – 57La	39Y – 54I	43Tc – 49In
36Kr – 56Ba	40Zr – 52Te	44Ru – 48Cd

Например,

₉₂U²³⁵ + ₀n¹ → ₃₈Sr⁹⁴ + ₅₄Xe¹⁴⁰ + 2 ₀n¹

Затем следуют цепочки радиоактивных превращений:

₃₈Sr⁹⁴ → ₃₉Y⁹⁴ + β^- → ₄₀Zr⁹⁴ + β^-

₅₄Xe¹⁴⁰ → ₅₅Cs¹⁴⁰ + β^- → ₅₆Ba¹⁴⁰ + β^- → ₅₇La¹⁴⁰ + β^- → ₅₈Ce¹⁴⁰ + β^-

Общее поперечное сечение захвата нейтронов складывается из сечения реакции деления и сечения реакции захвата: σ_a = σ_f + σ_c

Для тепловых нейтронов сечения захвата и деления имеют следующие значения (в барнах):

Делящийся изотоп	σa	σf	~ σa/σf	Выход нейтронов на одно деление
92U^235			0,85	2,47
92U^233			0,9	2,55
94Pu^239			0,7	2,91

Тепловые нейтроны имеют энергию Е = 0,0253 эВ

Медленные нейтроны – 0,0253 < E < 1 эВ

Нейтроны промежуточных энергий – 1 < E < 1000 эВ

Быстрые нейтроны E > 1000 эВ (в основном > 1,4 МэВ)

Кроме реакций деления применение находят также и реакции конверсии. Самые важные из них – это конверсия природного урана-238 в плутоний-239 и природного тория-232 – в делящийся уран-233.

Реакции конверсии:

₉₂U²³⁸ + ₀n¹ → ₉₂U²³⁹ + γ → ₉₃Np²³⁹ + β (T_½ = 23,5 мин) →

→ ₉₄Pu²³⁹ + β (T_½ = 2,33 сут.)

При захвате нейтронов с Е > 1,4 МэВ ₉₂U²³⁸ делится!

₉₀Th²³² + ₀n¹ → ₉₀Th²³³ + γ → ₉₁Pa²³³ + β (T_½ = 23,3 мин) →

→ ₉₂U²³³ + β (T_½ = 27,4 сут.)

Три реакции деления и две реакции конверсии составляют основу нынешней ядерной энергетики.

Рассчитать энергию, выделяемую при реакции деления, можно следующим образом. Рассмотрим конкретный пример:

₉₂U²³⁵ + ₀n¹ → ₅₆Ba¹⁴⁴ + ₃₆Kr⁹⁰ + 2 ₀n¹

Атомная масса урана-235 – 235,0439 а.е.м., нейтрона – 1,0087 а.е.м., бария-144 – 143,881 а.е.м., криптона-90 – 89,947 а.е.м. Тогда суммарная масса исходных реагирующих участников – 235,0439 + 1,0087 = 236,00526 а.е.м., продуктов – 143,881 + 89,947 + 2,0174 = 235,8454 а.е.м. Учитывая, что 1 а.е.м. = 1,6605402∙10^{-27 кг, получаем, что изменение массы в ходе реакции составляет 236,0526 – 235,8454 = 0,2072 а.е.м. или 3,440639∙10-28 кг. Следуя уравнению} E = m∙c², на каждый атом урана в результате акта деления произойдёт выделение 3,09∙10^-11 Дж энергии. Поскольку 1 г урана-235 содержит 25,626∙10²⁰ атомов, то при полном делении 1 г урана в соответствии с вышеприведённой реакцией должно выделиться 7,925∙10¹⁰ Дж (или 79,25 ГДж) энергии.

Классификация ядерных реакторов

Со времени запуска первого ядерного реактора в 1942 году было разработано, запатентовано и опробовано множество конструкций реакторных установок. Их можно классифицировать, положив в основу различные признаки.

1. По назначению.

1.1. Конверторы.

1.1.1. Для конверсии урана-238 в плутоний-239.

1.1.2. Для конверсии тория-232 в уран-233.

1.1.3. Смешанных циклов.

1.2. Энергетические.

1.2.1. Стационарные.

1.2.2. Мобильные.

1.2.3. Вторичные (служащие для производства неядерного топлива, например, водорода).

1.3. Двуцелевые (многоцелевые).

1.4. Исследовательские (генераторы потоков нейтронов).

2. По характеристикам нейтронов.

2.1. На тепловых нейтронах (отдельно можно выделить реакторы, работающие на медленных (надтеплловых) нейтронах с энергиями менее 1 эВ).

2.2. На нейтронах промежуточных энергий.

2.3. На быстрых нейтронах (в основном с энергиями нейтронов более 1,4 МэВ).

3. По способу теплосъёма и составу теплоносителя.

3.1. С водяным теплоносителем.

3.1.1. Корпусные (ВВЭР 440, 1000, 1500; PWR).

3.1.2. Канальные (РБМК 1000, 1500).

3.2. С жидкометаллическим теплоносителем (натрий, натрий-свинцовый сплав, свинец, реакторы типа БН 350. 600, 800; БОР 10, 60; БРЕСТ).

3.3. С циркулирующим топливом т(например солевой расплав, металлический расплав, твёрдое шарообразное топливо).

3.4. С газовым теплоносителем (например, гелий, аргон, углекислый газ, диоксид азота).

3.5. С органическим теплоносителем.

4. По используемым делящимся материалам и составу ядерного топлива.

4.1. По изотопному составу топлива.

4.1.1. На естественном уране.

4.1.2. На уране, обогащенном по 235-ому изотопу.

4.1.3. На плутониевом топливе.

4.1.4. На уране-233.

4.1.5. На смешанных топливах.

4.2. По составу ядерного топлива.

4.2.1. Металлическое (в т.ч. жидкое).

4.2.2. Оксидное.

4.2.3. Карбидное.

4.2.4. Нитридное.

4.2.5. Композиционное (смешанное).

4.2.6. Растворы (водные).

4.2.7. Солевые системы (расплавы).

4.2.8. Газообразные смеси UF₆ с другими фторидами.

4.3. По составу замедлителя.

4.3.1. Графитовые.

4.3.2. Легководяные – на Н₂О.

4.3.3. Тяжеловодяные – на HDO и D₂O.

4.3.4. На литии-7.

4.3.5. На бериллии (в виде металла или оксида).

4.3.6. Органические (парафины и т.д.).

5. По результатам работы.

5.1. Регенеративные (с коэффициентом воспроизводства менее 1).

5.2. Размножители (бридеры) – с коэффициентом воспроизводства более 1.

Также можно классифицировать реакторы по конструкционным особенностям, по материалам покрытий тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок и т.д.

Дата добавления: 2014-01-07