жно тем самым изменять величину коэффициента размножения около значений, близких к единице.
Значение коэффициента размножения для случая цепного процесса с замедлителем необходимо несколько уточнить. Поскольку природный уран содержит большое количество тяжелого изотопа, то нужно учесть также ту долю нейтронов, которая выделится за счет деления урана238 быстрыми нейтронами. Таких делений будет немного, но каждое из них даст добавочных два или три нейтрона. Это значит, что из уранового блока будет вылетать уже больше быстрых нейтронов. В среднем вместо одного нейтрона за счет деления урана238 мы получим ε нейтронов, где ε есть величина, немного бóльшая единицы (обычно = 1,03).
Эти ε нейтронов будут терять свою энергию в замедлителе, и если они не успеют стать тепловыми до встречи с ядрами урана238, то последние могут их захватить: эти нейтроны потеряются. Обозначим долю нейтронов, избежавших такого захвата в уране238, через φ. Так как всегда некоторое число нейтронов захватится тяжелым изотопом, то, очевидно, величина φ будет меньше единицы. Таким образом, останется εφ свободных нейтронов. Эти нейтроны имеют скорость, близкую к тепловой, и поэтому могут весьма активно производить деление ядер урана235. Однако часть тепловых нейтронов поглощается замедлителем, регулирующими стержнями из кадмия или бористой стали или просто различными примесями. Обозначим через Θ ту долю тепловых нейтронов, которая поглотится ядрами урана235 и произведет их деление; при этом появляется η новых нейтронов. В результате всех процессов в реакторе каждый быстрый нейтрон будет давать в среднем K=εφθη вторичных нейтронов.
Произведение φθ всегда меньше единицы. Если в качестве замедлителя применяется тяжелая вода, то в случае природного урана φθ примерно равно 0,9. Если учесть, что ε=1,03 и η≈1,33, то получим для ядерного реактора на тяжелой воде следующее максимальное значение для коэффициента размножения:
Для графитового реактора φθ примерно равно 0,79, и поэтому коэффициент размножения значительно меньше: K≈1,07.
В работающем ядерном реакторе непрерывно происходит деление ядер урана235. Накапливающиеся в урановых блоках «осколки» деления также поглощают тепловые нейтроны, а это приводит к тому, что значение коэффициента размножения довольно быстро падает.
Чтобы избежать частой замены урановых блоков, в урановом котле с графитовым замедлителем выгоднее применять уран обогащенный — с содержанием 1–1,5 процента урана235.
Все приведенные значения коэффициентов размножения относятся к котлам неограниченных размеров. На самом деле величина коэффициента размножения несколько меньше, если учесть утечку нейтронов через наружную поверхность.
Для уменьшения выхода нейтронов за пределы реактора применяются отражатели. В качестве отражателя нейтронов может быть использован тот же графит. Нейтроны, сталкиваясь с ядрами углерода, частично отражаются обратно в так называемую активную зону реактора, где участвуют в цепном процессе.
Однако значительная часть нейтронов все же выходит наружу. Для защиты людей от очень вредного нейтронного и радиоактивного излучения ядерный реактор окружают толстой бетонной стеной толщиной 1,5–2,5 метра.
Мы знаем, что в природном уране необходимо учитывать два конкурирующих процесса: деление ядер урана235 и захват нейтронов ядрами урана238. От того, какой из процессов сильнее, зависит возможность осуществления цепной реакции. Если преобладает поглощение нейтронов, реакция не может поддерживаться, как, например, в природном уране, в случае непосредственного использования быстрых нейтронов деления. Здесь процесс может идти только при использовании медленных нейтронов, или, как говорят, на медленных нейтронах. Но при замедлении нейтроны не сразу приобретают тепловую скорость. Если замедлителем является, например, графит, то, чтобы стать тепловыми, нейтроны должны испытать в среднем 110 соударений. За это время их могут поглотить ядра урана238, и поэтому в однородной смеси природного урана с графитом цепной процесс осуществить нельзя.
Гомогенные реакторы. Очень эффективным замедлителем является тяжелая вода. В каждом соударении с ядром тяжелого водорода нейтрон теряет значительную энергию, и уже после 18–20 соударений скорость его так мала, что вероятность его поглощения ядром урана238 незначительна. Такой нейтрон очень активно производит деление ядер урана235. Поэтому цепной процесс возможен даже в однородной смеси природного урана с тяжелой водой.
Такой гомогенный реактор (рис. 17) состоит из бака с тяжелой водой, в которой растворены урановые соли. Для уменьшения размеров реактора бак окружают слоем отражателя, снижающего утечку нейтронов наружу. Управление котлом, как обычно, производится с помощью стержня из кадмия.
Если применять уран с большим содержанием легкого изотопа (обогащенный уран), то в гомогенном реакторе может применяться и другой замедлитель. Расчеты показывают, что можно изготовить реактор, состоящий из 15 литров простой воды и одного килограмма солей урана235.
Забегая несколько вперед, нужно отметить, что реактор с тяжелой или простой водой является одновременно паровым котлом. Вода в нем непрерывно нагревается и может давать пар высокого давления. Температуру воды и давление пара можно сравнительно легко регулировать с помощью кадмиевых стержней.
Классификация ядерных реакторов. Итак, мы теперь знаем с вами два основных типа ядерных реакторов: на быстрых и медленных нейтронах. Однако иногда выгодно применять для осуществления цепного процесса нейтроны средних (промежуточных) скоростей. Такие нейтроны слабее, чем медленные, поглощаются ураном238 и довольно активно делят ядра урана235. В реакторах на промежуточных нейтронах обычно применяются довольно тяжелые замедлители (например, натрий), в которых замедление происходит не так эффективно, как в воде.
Ядерные реакторы на медленных и промежуточных нейтронах в свою очередь можно разделить на гетерогенные и гомогенные. Все эти реакторы могут быть использованы для получения атомной энергии в промышленных целях.
Позже мы подробнее расскажем об их устройстве и практическом использовании.
Искусственное ядерное горючее. Что же происходит, когда ядро урана238 поглощает нейтрон? Очевидно, в этом случае получается новое ядро, состоящее уже из 239 частиц. Нейтрон не принес в ядро дополнительного заряда, поэтому химические свойства нового вещества остаются прежними. Это новый изотоп урана:
Такого изотопа нет в природной смеси урана. Это легко понять, если учесть, что ядро урана239 очень неустойчиво: половина всех ядер урана239 распадается примерно за 23 минуты, излучая электрон и нейтрино. При этом, как мы знаем, один из нейтронов превращается в протон. Получающееся ядро имеет на один элементарный положительный заряд больше, чем у урана. Следовательно, в этой ядерной реакции образуется новый элемент периодической системы. Читатель помнит, что в нашей планетной системе за Ураном следует Нептун. В честь этой планеты ученые назвали новый, 93-й элемент нептунием. Таким образом, 93-й элемент может быть получен в реакции:
Но изотоп нептуний239 также радиоактивен, и половина его ядер за очень короткое время (2,3 дня) распадается, образуя следующий, 94-й элемент — плутоний:
Плутоний также радиоактивный изотоп, но с очень большим периодом полураспада: половина его ядер распадается за 24 тысячи лет.
Все эти превращения схематически показаны на рис. 18.
В настоящее время в лабораториях уже получено десять новых, так называемых трансурановых элементов, которые в периодической системе элементов Менделеева стоят после урана и заняли места до сто второго номера включительно. Из этих элементов, пожалуй, самым ценным оказался изотоп плутония — плутоний239.
Плутоний239 является расцепляющимся материалом. Он делится таким же образом, как и уран235, и может заменить его в любой установке, где выделяется атомная энергия.
Искусственное ядерное горючее может быть получено также из радиоактивного элемента — тория (рис. 19). У тория имеется всего один изотоп с достаточно большим периодом полураспада (14 миллиардов лет) — торий232. При облучении его нейтронами образуется неустойчивый изотоп тория, который после ряда радиоактивных превращений переходит в изотоп урана — уран233. Уран233, так же как уран235 и плутоний239, является хорошим расщепляющимся материалом. Его период полураспада равен примерно 163 тысячам лет.
Новые возможности. Итак, теперь мы имеем три сорта ядерного горючего: уран235, уран233 и плутоний239. Энергия, выделяющаяся при делении ядер этих веществ, практически одна и та же, поскольку любое из этих ядер делится на два ядра меньшей массы, а разность энергии связи «осколков» и исходного ядра для всех сортов ядерного горючего почти одинакова.
Из всех расщепляющихся веществ только уран235 в небольшом количестве имеется в природе. Урана