Бета – ыдырау энергиясы. 3 страница

48. Ядроның бөліну энергиясы.

Бөлінудің негізгі заңдылықтарын ядроның тамшылық моделіне сүйеніп түсіндіруге болады. Меншікті байланыс энергиясы Менделеев таблицасының аяғындағы ядролар үшін оның орта шеніндегі ядроларға қарағанда 1МэВ-қа аз. Демек ауыр (А~200) ядролар бөлінген кезде ~ 200МэВ энергия бөлініп шығуы тиіс. Бұл тәжірибелердің нәтижелерімен үйлеседі. Бөліну энергиясы жарқыншақтар мен бөліну кезінде шығарылатын нейтрондардың кинетикалық энергиясы, шығарылатын g-кванттар энергиясы және жарқыншықтардың ыдырау энергиясы түрінде байқалады. -ядросы үшін олардың ара қатынасы жуықтап алғанда мынадай:

Жарқыншақтардың кинетикалық энергиясы 160МэВ

Бөліну g-нұрының энергиясы 8 МэВ

Нейтрондардың кинетикалық энергиясы 6 МэВ

Жарқыншақтардың ыдырау энергиясы 21 МэВ

Ядролардың ыдырау энергиясын жартылай эмпирикалық Вейцзеккер формуласынан табуға болады. Алдымен, бөліну кезінде ядроның заряды мен массалық саны сақталады деп есептейік (6.2) Бұл пайымдау, бөліну кезінде ұшып шығатын нейтрондар мен гамма-нұрдың энергияларын және жарқыншықтардың радиоактивтілігін елемеумен пара-пар. Егер оларды елесек, (6.2)-шарты орындалмас еді. Жарқыншақтардың ыдырауы (b^--ыдырау мен нейтрондық ыдырау) кезінде олардың заряды өседі, бөліну кезінде нейтрондардың шығарылуынан жарқыншақтардың массалық саны бөлінетін ядроның массалық санынан кем болады: (6.3) Егер (6.2)-шарты орындалса, жарқыншақтардың кинетикалық энергиясы реакция энергиясына тең болады. Ол бөлінетін аралық ядроның массасы мен жарқыншақтардың массаларының айырмасына тең. (6.4) мұндағы М_Я –бөлінетін, М_ж мен М_А, сәйкес, жеңіл және ауыр жарқыншақтардың массалары. Ядролардың массаларын өз кезегінде олардың байланыс энергиялары арқылы өрнектеуге (2.25) болады.Сонда (6.5) шығады.Мұнда Е_б –ядролардың байланыс энергиялары. Вейцзеккер формуласынан ол

Мұндағы a=15,75МэВ, b=23,7МэВ, g=0,71МэВ, s=17,8МэВ, d=-34МэВ тақ-тақ ядролар үшін, d=34МэВ жұп-жұп ядролары үшін, d=0 жұп-тақ, тақ-жұп ядролар үшін. Егер тәжірибелік мәліметтерге сәйкес , яғни, (6.6) деп алсақ және Вейцзеккер формуласының мәні кішкентай соңғы мүшесін елемей, бөлінетін ядро мен жарқыншақтар үшін байланыс энергияларын (6.5)-ке қойсақ, олардың бірінші және екінші мүшелері өзара қысқарады да, бөліну энергиясы (6.7)болады. Мұндағы пен құрама ядроның байланыс энергиясының беттік және кулондық құраушылары, ал жарқыншақтардың беттік және кулондық энергияларының қосындысы. Бөліну барысындағы беттік керілу энергиясы (6.8) артады, ал кулондық тебілу энергиясы (6.9)

кемиді. Сонда ядроның бөліну энергиясы (байланыс энергиясының артуы, толық энергияның кемуі): (6.10) Бөліну энергиясы кулондық энергия мен беттік энергияның өзгерісімен анықталады. Бөліну барысында кулондық энергия кемиді де, беттік энергия артады.

Мысалы ядросы криптон 93 пен ксенон 139 ядроларына ыдырағанда, оның кулондық энергиясы 337МэВ-қа кемиді де, беттік энергиясы 166МэВ-қа өседі. Осыдан бұл ядроның бөліну энергиясы . (6.10)-нан ядро екі жарқыншаққа бөліну үшін болу керектігі шығады. Бұған және кулондық және беттік энергияның мәнін қойсақ ядроның бөліну шарты

(6.11) түріне келеді. Мұндағы Z²/A бөліну көрсеткіші деп аталады.Бұл көрсеткіш неғұрлым жоғары болса, бөліну энергиясы соғұрлым жоғары болуы тиіс. (6.11)-шартын күмістен ауыр ядролардың барлығы қанағаттандырады, -ядросы үшін Z²/A=47²/108=20>17 Демек, бөліну Менделеев таблицасының екінші жартысындағы барлық элементтердің ядролары үшін тиімді. Бұған қарамастан тәжірибе жүзінде өздігінен бөліну периодтық жүйенің ең ауыр элеметтерінің үшеуінің ғана ядроларына тән. Басқа ядролар үшін баяу нейтрондардың әсерінcіз бөліну, олардың энергиялық көзқарастан тиімділігіне қарамастан, тәжірибелерде бақыланбайды. Мұны a-ыдыраудағы сияқты, кулондық тосқауылдың әсерімен түсіндіруге болады. Егер бір-бірінен аластатылған (шексіз қашықтықта орналасқан) жарқыншықтардың әсерлесу энергиясын 0 деп алсақ, жаңа ғана бөлінген, өзара жанасып тұрған жарқыншақтардың кулондық әсерлесу энергиясы (кулондық тосқауылдың биіктігі) торий-232 ядросы үшін . Ядроның бөліну 170МэВ энергиясынан әлде қайда жоғары.

49. Ядролардың нейтрондардың әсерінен бөлінуі. Тізбекті реакция.

Ядролардың нейтрондармен бөлінуінің тамаша ерекшілігі ол бөліну кезінде бірнеше нейтрон шығарылатындығы. Мысалы, уран-235 ядросының әр бөлінуінде орташа есеппен 2,4 нейтрон туады. Енді бар ортада бір ядро ыдырасын (мысалы, космостық нұрдың құрамындағы нейтронның әсерінен). Мұнда 2 немесе 3 нейтрон бөлініп шығады. Ол нейтрондардың біреулері бір жаққа жоғалып, мысалы сыртқа шығып кетеді, ал біреулері жаңа ядроларды бөледі. Әр бөлінуден шыққан нейтрондардың орта есеппен екеуі реакцияға қатысып, екі ядроны бөледі дейік. Онда бірінші ядро шығарған нейтрондар екі ядроны, ал олар шығарған нейтрондар төрт ядроны және т.б. созыла беріп, нейтрондардың саны, онымен бірге бөлінген ядролардың саны тасқындап өседі. К-рет бөліну болғаннан кейінгі К-“ұрпақтық” нейтрондардың саны 2^к болады. Нейтрондардың әр ұрпағының өмірі 10^-7-10^-8с. Сонда нейтрондардың 80 ұрпағы өту үшін 10^-5-10^-6с уақыт керек. Осы уақытта 2⁸⁰»10²⁴ нейтрондар туып 10²⁴ (140г жуық) уран ядроларын бөледі. Бұл бөліністерде бөлініп шығатын энергия 3×10¹³ Дж болады. Егер реакцияның дамуына ешқандай тосқауыл болмаса, 10^-3с ішінде туған нейтрондардың саны Бүкіл Әлемнің көрінетін бөлігіндегі бөлшектер санынан асып кетер еді. Осы бөлінетін ядролардың санының тасқындық өсу құбылысын тізбекті бөліну реакциясы дейді. Жалпы тізбекті реакция деп белгілі реакция келесі дәл сондай реакция туғызатын процесті атайды. Сонымен тізбекті реакция нейтрондардың бұрыннан белгілі жұтылу, баяулау және диффузия құбылыстарымен қатар, олардың көбеюі болатын ортада ғана өтеді. Ондай ортаны активті өңір дейді. Нейтрондардың көбею қарқынын сипаттайтын физикалық шаманы нейтрондардың ортадағы көбею коэффициенті к_¥ дейді. Көбею коэффициенті деп нейтрондардың бір ұрпағындағы санының оның алдындағы ұрпақтағы санына қатынасын атайды. к_¥ мөлшері шексіз ортадағы нейтрондардың көбею коэффициенті.

50. Нейтрондардың көбею коэффициенті.

Нейтрондардың көбею қарқынын сипаттайтын физикалық шаманы нейтрондардың ортадағы көбею коэффициенті к_¥ дейді. Көбею коэффициенті деп нейтрондардың бір ұрпағындағы санының оның алдындағы ұрпақтағы санына қатынасын атайды. к_¥ мөлшері шексіз ортадағы нейтрондардың көбею коэффициенті. Осыған ұқсас физикалық (шектелген мөлшерлі) жүйедегі нейтрондардың көбею коэффициенті к енгізіледі. Егер бірінші ұрпақта нейтрондардың саны N болса, n-ші ұрпақта олардың саны Nkⁿ болады. Егер к =1 болса, нейтрондардың саны уақыт бойынша өзгермей бөліну тұрақты өтеді. к < 1 реакция сөніп қалады, ал к >1 реакцияның қарқыны тез өсіп, қопырылыс болуы мүмкін. к =1 болса, реакцияның күйі сындық, к >1 болса, сындықтан жоғары, к < 1 болса, сындықтан төмен делінеді. Нейтрондардың ұрпақ ауысуы деп бір ұрпақтық нейтрондардың бәрінің жұтылып олардың орнына басқа жаңа нейтрондардың пайда болу құбылысы аталады. Ал, бұған жұмсалатын уақыттың орташа t мәні нейтрон ұрпағының өмірі деп аталады. Оның мәні ортаның қасиетіне күшті тәуелді және 10^-8-10^-4с аралығында жатады. Осыдан нейтрондардың санының уақыт бойынша өзгеру жылдамдығы , (6.13)осыдан нейтрондар санының уақытқа тәуелділігі (6.14) шығады. Мұндағы нейтрондардың алғашқы саны. Нейтрондардың ұрпақтық өмірінің өте қысқалығынан, басқарылатын тізбектік бөліну реакциясы кезінде к =1 мәнінің өте үлкен дәлдікпен қамтамасыз ету қажеттігі туады. Мысалы, k=1,005 болса қондырғы лезде қопарылысқа ұшырайды. Көбею коэффициенті (к_¥ мен к) ең алдымен бір бөліну кезінде шығатын нейтрондардың n санына тәуелді. Көбею коэффициенті к³1 болу үшін бөліну реакциясы кезінде бөлініп шығатын нейтрондардың саны жеткілікті (ең болмағанда, бірден үлкен) болуы тиіс. Ол сан отынның тегі мен нейтрондардың энергиясына тәуелді болады. 6.1-кестеде ядролық энергетикада қолданылатын негізгі изотоптар үшін бөліну барысында бөлініп шығатын нейтрондардың орташа саны тиетін нейтрондардың энергиясының екі (0,025МэВ және 1МэВ) мәні үшін берілген. Нейтрондардың ауыр ядролармен әсерлесуі кезінде ядролар бөлініп қана қоймайды, олардың нейтрондарды радиациялық қарпуы да мүмкін. Радиациялық қарпуға тек қана отынның (бөлінетін изотоптың) ядролары емес, басқа ядролар да қатысуы мүмкін. Уранмен жұмыс істейтін реакторлар үшін ол -ядросы. Радиациялық қарпу бөлінумен бәсекелес өтіп, көбею коэффициентін кемітеді. Осыдан көбею коэффициенті уран ядроларымен қарпылған нейтрондардың ішінде оны бөлетіндерінің

үлесіне тәуелді болады. Мұндағы -уран-235 ядросының бөліну қимасы мен оның отынның құрамындағы үлесі, -отынның құрамындағы уран-238 ядросының үлесі, ші ядроның радиациялық қарпуға қимасы . Бірлік бөліну кезінде туатын нейтрондардың саны мен бөлуге қатысатын нейтрондардың үлесін бірден ескеру үшін (6.15)коэффициентін енгізеді. h коэффициенті де әрине, отынның тегі мен нейтрондардың энергиясына тәуелді. Ең маңызды бөлінетін изотоптар үшін бұл коэффициентің мәндері де 6.1-кестеде көрсетілген. h шамасы отының ең маңызды көрсеткіші. Тізбекті реакция өту үшін h бірден үлкен болуы тиіс: h >1. h бірден қанша үлкен болса, отынның сапасы сонша жоғары. Нақты қондырғыларда нейтрондарды уран ядролары ғана емес, басқа бөлінбейтін ядроларда қарпуы мүмкін. Олардың қатарына, мысалы, баяулатқыш пен қондырғының әртүрлі құрылымдық элементтерінің ядролары жатады. Олардың әсерін баяулату барысында қарпуға ұшырамау р коэффициентімен ескереді. Ядролар тек баяу нейтрондардың ғана емес, әлі баяулап үлгермеген жылдам нейтрондардың әсерінен де бөлінеді. Ол бөлінуге қатысатын нейтрондардың санын көбейтеді. Оны e коэффициентін енгізу арқылы ескереді. Баяулаған нейтрондардың тек (жылулық нейтрондарды пайдалану коэффициенті) бөлігі ғана уран ядроларымен қарпылады. Сонымен, бір бөліну (6.16)

екінші реттік бөліну туғызады. Нақты қондырғыларды к-көбею коэффициентін анықтау үшін коэффициентін нейтрондардың қондырғының ішінде қалатындығының, яғни олардың ағып кетпейтіндігінің ықтималдылығына көбейту керек .c, әрине қондырғының пішіні мен мөлшеріне тәуелді. Осыдан, көбею коэффициенті де осы шамаларға тәуелді. Қондырғының мөлшері кішірейсе оның сырт бетінің ауданының оның көлеміне қатынасы артады. Ал, одағы пайда болатын нейтрондардың саны оның көлеміне, ал одан ағып шығатын нейтрондардың саны сырт бетінің ауданына тәуелді. Осыдан қондырғының мөлшері кішірейсе, c ықтималдылығы, демек k көбею коэффициенті кемиді. Сөнбейтін тізбекті реакцияны қамтамасыз ететін, көбею коэффициентінің мәніне сәйкес келетін қондырғының ең кіші мөлшері сындық деп аталады. Сындық мөлшерге сәйкес келетін бөлінетін заттың ең кіші массасын сындық масса дейді. Сындық массаның мөлшері қондырғының пішіні мен құрылымына байланысты. Ядролардың нейтрондарды радиациялық қарпуы олардың бөлінуі турғысынан зиянды. Ол бөлінуге қатысатын нейтрондардың санын азайтады. Бірақ радиациялық қарпудың пайдасы да бар. Олар бағалы жаңа изотоптар алуға көмектеседі.

51.Ядролық реакторлар. Ядролық энергетика.

Ядролық реакторларда басқарылатын тізбектік бөліну реакциясы жұзеге асырылады. Тізбекті реакцияларды туғызатын нейтрондардың энергиясына қарай реакторлар баяу нейтрондық, аралық нейтрондық, жоғары нейтрондық болып бөлінеді.

Кезкелген реактор мынадай бөліктерден турады: а) активті өңір, ол әлбетте, нейтрондарды шағылтқышпен қоршалады; б) жылу тасығыш; в) басқару жүйесі; г) радиациялық қорған; д) басқа конструкциялық элементтер; е) алыстан басқаратын тетік.

Реактордың жұмысы кезінде мынадай оқиғалар орын алады: а) бөлінудің экзотермиялығынан жылу бөлінеді; б) ядролық отын жанады және қайта өндіріледі; в) активті өңірдің, күшті радиоактивті және нейтронды жұтуы мүмкін жарқыншақтармен ластануы; г) қорған мен конструкциялық материалдардың нейтрондармен ластануы олардың екінші реттік радиоактивтілігін туғызады және олардың физика-химиялық қасиеттерін өзгертеді.

Реактордың негізгі сипаттамасы - оның қуаты-оның уақыт бірлігінде өндіретін жылу энергиясының мөлшері. Оны мегаваттпен (10⁶ватт) өлшейді. Реакторлардың түрлері көп. Оларға тән құрылымдардың біреуінің үлгісі 6.3-суретте берілген.

6.3-сурет

Реактордың басты бөлігі активті өңір. Ода бөліну реакциясы өтеді, яғни энергия бөлініп шығады. Жылулық және аралық нейтрондық реакторларда активті өңір, әлбетте, бөлінбейтін изотоппен араластырылған отын мен баяулатқыштан турады. Жылдам нейтрондық реакторлардың активті өңірінде баяулатқыш болмайды.

Нейтрондардың ағып, сыртқа шығып кетуін азайту мақсатымен активті өңірді сфералық немесе оған жақын (мысалы, диаметрі мен биіктігі бірдей дерлік цилиндр немесе текше) пішінді жасайды.

Отын мен баяулатқыштың салыстырмалы орналасуына қарай гомогендік және гетерогендік реакторлар болады. Гетерогендік реакторлар көбірек таралған(6.3-cурет). Оларда активті өңір (1) баяулатқыштан (3) тұрады. Баяулатқышта жасалған қуыстарға (6) отын салынған кассеттер (4) орналастырылады. Осы қуыстар арқылы жылутасығыш та ағады. Жылу отын салынған кассеттерде бөлініп шығады. Осыдан оларды жылу бөлгіш элементтер (ЖБЭ) деп атайды. Реактордың жұмысы нейтрон жұтқыштардың (І) көмегімен басқарылады.

Нейтрондардың ағып шығып кетпеуінің ықтималдылығын арттыру үшін реактордың активті өңірін әртүрлі нейтрон шағылтқыштармен (2) қоршайды. Жылдам нейтрондармен істейтін реакторларда шағылтқыштың құрамына жылулық нейтрондармен бөлінбейтін, есесіне бөлінгіш изотоптарды қайта өндіруге қабылетті уран-238 немесе Th-232 изотоптарымен байытады. Мұндай шашыратқыштың альведосы кемиді, бірақ отынның қайта өндірілуін күшейтеді. Оны қайта өндіру өңірі деп атайды.

Активті өңірден энергияны жылу тасығыштың көмегімен шығарады. Жылу тасығыштарға қатаң талаптар қойылады: олардың жылу сыйымдылығы үлкен, нейтронды жұту қабілеті төмен, химиялық активтілігі төмен болуы тиіс. Бұл талаптардың бәрін бірдей қанағаттандыратын зат жоқ. Сондықтан, әртүрлі реакторларда әртүрлі (су, ауыр су, су буы, газ -⁴Не, сұйық натрий) жылутасығыштар қолданады.

Реакторлар қолданылуына қарай энергетикалық, өндірістік және зерттеу реакторы болып бөлінеді. Энергетикалық реакторларда ядролық отынның бөліну энергиясы энергияның басқа түріне айналдырылады. Өндірістік реакторларда бөліну кезінде шығатын басы артық нейтрондар жаңа изотоптар алуға пайдаланылады. Зерттеу реакторларында нейтрондар шоқтары материал зерттеуде және басқа физикалық және техникалық эксперименттерде қолданылады.

52. Жеңіл ядролар синтезі. Термоядролық реакциялар.

Бұл тұрғыдан болашағы мол реакциялардың қатарына, көрші ядроларға қарағанда меншікті байланыс энергиясы үлкен ядросын синтездеу реакциясын және басқа ең жеңіл ядролардың синтезделу реакцияларын жатқызуға болады. Мысалы:

(7.1)

Ядролық бөліну кезінде бөлініп шығатын энергия (~200МэВ) ядролық синтез кезінде бөлініп шығатын энергиядан (< 20МэВ) әлдеқайда көп сияқты. Осыған қарамастан термоядролық реакцияларға көп ықылас бөлінеді.Екі реакцияның тиімділігін анықтау үшін реакция кезінде бөлінетін жалпы энергияны емес, меншікті, оның бірлік массасына немесе бір нуклонға келетін энергияны қарастыру керек.Мысалы, уран-235-тің бір грамында дейтерийдің бір грамынан 235/2 есе кем ядро болады.Бір уран-235 ядросы бөлігінде 200МэВ-қа жуық энергия, ал екі дейтерий ядросының қатысуымен ядросынын синтезі кезінде орта есеппен 3,6МэВ энергия бөлініп шығады.Бұл ядролық синтез кезінде бөлініп шығатын энергияның ең азы деуге болады.Жоғарыда келтірілген басқа реакциялардың энергиясы одан көп.Осыдан 1 грамм отын жанғанда бөлініп шығатын меншікті энергия бұл екі процесс үшін бірдей дерлік. Екі құбылыс үшін де энергияның шығымы 23МВт×сағ/г. Егер дейтерийдің 1 грамының бағасы уранның 1 грамының бағасынан 100 есе кем, және жер шарындағы дейтерийдің қоры сарқылмастай көп, ал бөлінетін заттардың қоры туралы олай деуге болмайтынын ескерсек, басқарылатын термоядролық реакцияларды іске асыру жолын іздестірудің экономикалық тиімді екені түсінікті болады. Термоядролық реакцияларда энергия өндіруді

(7.6) реакциясын макроскоптық мөлшерде іске асырумен байланыстырады.Бұл реакцияға ең кіші кулондық тосқауыл мен төменгі энергиялар кезінде ең жоғары қима тән.Кулондық тосқауылды жеңу үшін ядроларға жеткілікті жоғары энергия беру керек.Қазір термоядролық реакцияларды іске асырудың жалғыз мүмкіндігі реакцияға қатысатын ядролардың қоспасының температурасын, реакциялар іске асуға қажет жүздеген миллион Кельвинге дейін көтеру болып есептеледі.Мұндай температуралар кезінде кезкелген зат толық иондалған плазма күйіне көшеді.Сондықтан, термоядролық реакцияны іске асыру мәселесі ұзақ сақталатын жоғары температуралы плазма алудың технологиялық мәселесіне тіреледі.Плазманың көлем бірлігінде бірлік уақыт ішінде өтетін бірігу реакциясының саны (7.7) формуласымен беріледі.n_a мен n_b көлем бірлігіндегі реакцияға қатысатын ядролардың саны, -бірігу реакциясының ықтималдылығы. Ол реакцияның әсерлік қимасының бөлшектердің жылдамдығына көбейтіндісінің жылдамдық бойынша орташаланған мәніне тең (7.8) -тек температураға ғана тәуелді. Осылардан көлем бірлігінде t уақыт ішінде бөлінетін энергия

Дата добавления: 2014-12-24