Вопрос 3.
Я́дерная реа́кция — процесс образования новых ядер или частиц при столкновениях ядер или частиц. Впервые ядерную реакцию наблюдал Резерфорд в 1919 году, бомбардируя α-частицами ядра атомов азота, она была зафиксирована по появлению вторичных ионизирующих частиц, имеющих пробег в газе больше пробега α-частиц и идентифицированных как протоны. Ядерной реакцией принято называть процесс и результат взаимодействия ядер с различными ядерными частицами (альфа-, бета-частицами, протонами, нейтронами, гамма-квантами и т.д.).
Для понимания физических процессов в ядерном реакторе, наиболее важен класс нейтрон-ных ядерных реакций, то есть реакций, инициируемых нейтронами.
Нейтронные реакции - это процесс и результат взаимодействия свободных нейтронов с атомными ядрами.
Радиационный захват. Возбуждённое составное ядро оказывается способным удер-жать в своём составе проникший в него нейтрон, а избыток энергии сверх ближайшего уровня устойчивости - "сбросить" в виде испускаемого γ-кванта электромагнитного излучения. Таким образом, результатом подобного взаимодействия нейтрона с ядром является захват нейтрона исходным ядром, сопровождающийся испусканием γ-радиации, благодаря чему этот тип нейтронной реакции и получил название реакции радиационного захвата. К реакциям радиационного захвата склонны в различной степени все без исключения из-вестные нуклиды. Наиболее склонные к радиационному захвату сорта атомных ядер называют поглотителями нейтронов. Например, бор-10 (10B), самарий-149 (149Sm), ксенон-135 (135Xe), европий (Eu), кадмий (Cd), гадолиний (Gd) - все это сильные поглотители нейтронов. Уран-235 (235U), основной топливный компонент подавляющего большинства ядерных реакторов, а также плутоний-239 (239Pu), являю-щийся вторичным ядерным топливом, воспроизводимым в реакторах, - также являются достаточ-но сильными поглотителями нейтронов.
Рассеяние. При неспособности возбуждённого составного ядра удержать в своем со-ставе проникший в него нейтрон природное стремление ядра к устойчивости может быть реализо-вано путем "выталкивания" из ядра захваченного или любого другого нейтрона, равноценного за-хваченному по квантовым свойствам. Таким образом, и до, и после взаимодействия нейтрона с ядром имеются свободный нейтрон и одно и то же ядро, и единственным результатом такого взаимодействия является лишь то, что кинетические энергии исходного и испущенного нейтронов неодинаковы: энергия испускаемого нейтрона в подавляющем большинстве случаев оказывается ниже энергии исходного нейтрона. Кроме того, направления движения исходного и испускаемого нейтронов также неодинаковы. Внешне такое взаимодействие выглядит не как ядерное, а скорее как обычное механическое соударение нейтрона с ядром, в результате которого нейтрон передает ядру часть своей кинетиче-ской энергии, меняя при этом свою скорость и направление движения.
Многократно повторяемые акты таких соударений в классической механике, как известно, называют рассеяниями. По аналогии с механическими рассеяниями нейтронные реакции подобно-го типа называют реакциями рассеяния.Склонностью к реакции рассеяния, как и склонностью к радиационному захвату, обладают все (без исключения) известные нуклиды, хотя и в различной степени. Для реакторщика важно знать, ядра каких элементов наделены Природой этой склонностью к рассеянию, поскольку в тепловом реакторе за счёт реакций рассеяния идёт процесс уменьшения кинетической энергии нейтронов при их перемещении в среде активной зоны. Этот процесс ко-ротко именуется замедлением нейтронов. Поэтому ядра - хорошие рассеиватели нейтронов, - об-ладающие пониженной склонностью к радиационному захвату, как правило, оказываются хоро-шими замедлителями нейтронов.
Например, ядра атомов водорода (1Н), дейтерия (2D), бериллия (9Be), углерода (12С), кисло-рода (16О), циркония (91Zr) и ряд других ядер со слабыми захватными свойствами и сильно выра-женной склонностью к рассеянию являются хорошими замедлителями рождаемых в реакторе бы-стрых нейтронов.
Реакция деления. Третий способ выхода возбуждённого составного ядра в более ус-тойчивые образования - деление его на две, три или даже более протонно-нейтронных комбина-ции, называемые осколками деления.
В отличие от реакций радиационного захвата и рассеяния, к делению склонны далеко не все известные ядра, а лишь некоторые (главным образом, чётно-нечётные) ядра тяжёлых элементов. Вот некоторые из них:
233U, 235U, 239Pu, 241Pu, 251Cf, ..Наиболее важным из перечисленных нуклидов является уран-235 - основное топливо боль-шинства существующих ядерных реакторов. Уран-235 делится нейтронами любых кинетических энергий, но лучше всего – нейтронами с малыми энергиями. Вторым по значимости делящимся нуклидом является плутоний-239 - вторичное топливо в урановых реакторах, воспроизводящееся в процессе их работы. Как и уран-235, плутоний-239 де-лится нейтронами любых кинетических энергий, но наиболее эффективно – тепловыми нейтрона-ми. Третьим по значению делящимся нуклидом является чётно-чётный изотоп урана - уран-238 (238U). Чётное число нейтронов в его ядре даёт более устойчивую комбинацию, чем нечётное их число, благодаря чему деление урана-238 имеет пороговый характер: для инициации деления ядер 238U годны не любые нейтроны, а лишь нейтроны с энергиями выше Еп = 1.1 МэВ. Ядерный реактор, по существу, конструируется и строится ради осуществления самоподдерживающейся цепной реакции деления требуемой интенсивности, а реакции радиационного захвата и рассеяния оказываются либо вынужденно необходимыми, либо просто неизбежными, идущими параллельно и одновременно с реакцией деления, сопутствующими ей.
- Вопрос 1
- Вопрос 2.
- Вопрос 3.
- Вопрос 4
- Вопрос 5
- Выбросы золы и очистка от них.
- Выбросы серы и очистка от них
- Вопрос 7
- Вопрос 8 аэс с реактором ввэр-100.
- Вопрос 9 аэс с кипящим реактором.
- Вопрос 10 Характеристики рбмк
- [Править]Конструкция
- Рбмк-1000
- Рбмк-1500
- Рбмк-2000, рбмк-3600, рбмкп-2400, рбмкп-4800, (прежние проекты)
- Рбмк-2000, рбмк-3600
- Рбмкп-2400, рбмкп-4800 мкэр (современные проекты)
- Достоинства
- [Править]Недостатки
- Вопрос 11 Реакторы с шаровой засыпкой.
- Вопрос 12 Научно-исследовательские реакторы.
- Вопрос 13 Уран-ториевые аэс.
- Вопрос 14
- Вопрос 15 аэс с реактором ввэр 440.
- Вопрос 16
- 16.Перегрузка активной зоны
- Вопрос 17
- Вопрос 21
- Вопрос 23
- Вопрос 24 Обращение с оят.
- Вопрос 25 Хранение отработанного ядерного топлива.