Ядерная цепная реакция

Когда одна ядерная реакция вызывает больше

Возможная цепная реакция деления ядра :
1) Атом урана-235 поглощает нейтрон и делится на два осколка деления , высвобождая три новых нейтрона и большое количество энергии связи .
2) Один из этих нейтронов поглощается атомом урана-238 и не продолжает реакцию. Другой нейтрон покидает систему, не будучи поглощенным. Однако один нейтрон сталкивается с атомом урана-235, который затем делится и высвобождает два нейтрона и больше энергии связи.
3) Оба этих нейтрона сталкиваются с атомами урана-235, каждый из которых делится и высвобождает несколько нейтронов, которые затем могут продолжить реакцию.

В ядерной физике цепная ядерная реакция происходит, когда одна ядерная реакция вызывает в среднем одну или несколько последующих ядерных реакций, что приводит к возможности самораспространяющейся серии или «петли положительной обратной связи» этих реакций. Конкретной ядерной реакцией может быть деление тяжелых изотопов (например, урана-235 , ^235U ). Цепная ядерная реакция выделяет в несколько миллионов раз больше энергии за реакцию, чем любая химическая реакция .

История

Химические цепные реакции были впервые предложены немецким химиком Максом Боденштейном в 1913 году и были достаточно хорошо изучены до того, как были предложены ядерные цепные реакции. ^[1] Было понятно, что химические цепные реакции ответственны за экспоненциальное увеличение скоростей реакций, например, происходящих при химических взрывах.

По имеющимся данным, концепция ядерной цепной реакции была впервые выдвинута венгерским ученым Лео Силардом 12 сентября 1933 года. ^[2] В то утро Силард читал в лондонской газете об эксперименте, в котором протоны из ускорителя использовались для расщепления лития-7 на альфа-частицы , и о том, что в результате реакции было произведено гораздо больше энергии, чем поставляли протоны. Эрнест Резерфорд прокомментировал в статье, что неэффективность процесса исключает его использование для выработки электроэнергии. Однако нейтрон был открыт Джеймсом Чедвиком в 1932 году, незадолго до этого, как продукт ядерной реакции . Сцилард, получивший образование инженера и физика, сопоставил в уме два результата ядерных экспериментов и понял, что если ядерная реакция производит нейтроны, которые затем вызывают дальнейшие подобные ядерные реакции, то этот процесс может быть самоподдерживающейся ядерной цепной реакцией, спонтанно производящей новые изотопы и энергию без необходимости в протонах или ускорителе. Однако Сцилард не предлагал деление в качестве механизма своей цепной реакции, поскольку реакция деления еще не была открыта или даже не предполагалась. Вместо этого Сцилард предложил использовать смеси более легких известных изотопов, которые производили нейтроны в больших количествах. В следующем году он подал патент на свою идею простого ядерного реактора. ^[3]

В 1936 году Силард попытался создать цепную реакцию с использованием бериллия и индия , но безуспешно. Ядерное деление было открыто Отто Ганом и Фрицем Штрассманом в декабре 1938 года ^[4] и теоретически объяснено в январе 1939 года Лизой Мейтнер и ее племянником Отто Робертом Фришем . ^[5] В своей второй публикации о ядерном делении в феврале 1939 года Ган и Штрассман впервые использовали термин uranspaltung ( деление урана ) и предсказали существование и освобождение дополнительных нейтронов в процессе деления, открыв возможность ядерной цепной реакции. ^[6]

Несколько месяцев спустя Фредерик Жолио-Кюри , Х. фон Хальбан и Л. Коварски в Париже ^[7] искали и открыли размножение нейтронов в уране, доказав, что ядерная цепная реакция по этому механизму действительно возможна. 4 мая 1939 года Жолио-Кюри, Хальбан и Коварски подали три патента. Первые два описывали производство энергии из ядерной цепной реакции, последний, названный Perfectionnement aux charges explosives, был первым патентом на атомную бомбу и подан как патент № 445686 Caisse nationale de Recherche Scientifique . ^[8] Параллельно Силард и Энрико Ферми в Нью-Йорке провели тот же анализ. ^[9] Это открытие побудило Силарда и Альберта Эйнштейна написать письмо президенту Франклину Д. Рузвельту , в котором он предупреждал о возможности того, что нацистская Германия может попытаться создать атомную бомбу. ^[10]

2 декабря 1942 года группа под руководством Ферми (включая Силарда) осуществила первую искусственную самоподдерживающуюся цепную ядерную реакцию с помощью экспериментального реактора Chicago Pile-1 на площадке для игры в ракетбол под трибунами стадиона Stagg Field в Чикагском университете . Эксперименты Ферми в Чикагском университете были частью Металлургической лаборатории Манхэттенского проекта Артура Х. Комптона ; лаборатория была переименована в Аргоннскую национальную лабораторию и ей было поручено проведение исследований по использованию деления для получения ядерной энергии. ^[11]

В 1956 году Пол Курода из Университета Арканзаса предположил, что когда-то мог существовать естественный реактор деления. Поскольку для ядерных цепных реакций могут потребоваться только природные материалы (такие как вода и уран, если уран имеет достаточное количество ²³⁵ U ), эти цепные реакции могли происходить в далеком прошлом, когда концентрации урана-235 были выше, чем сегодня, и где в земной коре имелось правильное сочетание материалов . Уран-235 составлял большую долю урана на Земле в геологическом прошлом из-за разных периодов полураспада изотопов²³⁵
У и²³⁸
U , причем первый распадается почти на порядок быстрее, чем второй. Предсказание Куроды было подтверждено открытием доказательств естественных самоподдерживающихся ядерных цепных реакций в прошлом в Окло в Габоне в сентябре 1972 года. ^[12] Для поддержания ядерной цепной реакции деления при нынешних соотношениях изотопов в природном уране на Земле потребовалось бы присутствие замедлителя нейтронов, такого как тяжелая вода или углерод высокой чистоты (например, графит) при отсутствии нейтронных ядов , что еще менее вероятно, чтобы возникло в результате естественных геологических процессов, чем условия в Окло около двух миллиардов лет назад.

Процесс

Цепные реакции деления происходят из-за взаимодействия нейтронов и делящихся изотопов (например, ^235U ). Цепная реакция требует как высвобождения нейтронов из делящихся изотопов, подвергающихся ядерному делению, так и последующего поглощения некоторых из этих нейтронов в делящихся изотопах. Когда атом подвергается ядерному делению, несколько нейтронов (точное число зависит от неконтролируемых и неизмеримых факторов; ожидаемое число зависит от нескольких факторов, обычно от 2,5 до 3,0) выбрасываются из реакции. Эти свободные нейтроны затем будут взаимодействовать с окружающей средой, и если присутствует больше делящегося топлива, некоторые из них могут быть поглощены и вызвать больше делений. Таким образом, цикл повторяется, чтобы произвести реакцию, которая является самоподдерживающейся.

Атомные электростанции работают, точно контролируя скорость, с которой происходят ядерные реакции. Ядерное оружие, с другой стороны, специально спроектировано для того, чтобы производить реакцию, которая настолько быстра и интенсивна, что ее невозможно контролировать после начала. При правильном проектировании эта неконтролируемая реакция приведет к взрывному выбросу энергии.

Топливо

Ядерное оружие использует высококачественное, высокообогащенное топливо, превышающее критический размер и геометрию ( критическую массу ), необходимые для получения взрывной цепной реакции. Топливо для энергетических целей, например, в ядерном реакторе деления, сильно отличается, обычно состоящее из низкообогащенного оксидного материала (например, диоксида урана , UO2 ₎ . Для реакций деления внутри ядерных реакторов используются два основных изотопа.

Первый и наиболее распространенный — уран-235 . Это расщепляющийся изотоп урана, который составляет примерно 0,7% всего встречающегося в природе урана . ^[13] Из-за небольшого количества ²³⁵ U он считается невозобновляемым источником энергии, несмотря на то, что его можно найти в скальных образованиях по всему миру. ^[14] Уран-235 не может использоваться в качестве топлива в своей базовой форме для производства энергии; он должен пройти процесс, известный как очистка, для получения соединения UO ₂ . Затем UO ₂ прессуют и формуют в керамические таблетки, которые впоследствии можно поместить в топливные стержни. Именно тогда UO ₂ можно использовать для производства ядерной энергии.

Вторым наиболее распространенным изотопом, используемым в ядерном делении, является плутоний-239 , поскольку он способен делиться при взаимодействии с медленными нейтронами. Этот изотоп образуется внутри ядерных реакторов путем воздействия на ²³⁸ U нейтронов, выделяющихся при делении. ^[15] В результате захвата нейтронов образуется уран-239, который претерпевает два бета-распада , превращаясь в плутоний-239. Плутоний когда-то существовал как первичный элемент в земной коре, но остались только следовые количества, поэтому он в основном синтетический.

Другим предлагаемым топливом для ядерных реакторов, которое, однако, не играет никакой коммерческой роли по состоянию на 2021 год, является уран-233 , который «выводится» путем захвата нейтронов и последующих бета-распадов из природного тория , который почти на 100% состоит из изотопа тория-232 . Это называется ториевым топливным циклом .

Процесс обогащения

Делящийся изотоп уран-235 в своей естественной концентрации непригоден для подавляющего большинства ядерных реакторов. Для того, чтобы быть подготовленным к использованию в качестве топлива для производства энергии, его необходимо обогатить. Процесс обогащения не применяется к плутонию. Реакторный плутоний создается как побочный продукт взаимодействия нейтронов между двумя различными изотопами урана.

Первый шаг к обогащению урана начинается с преобразования оксида урана (образующегося в процессе измельчения урана) в газообразную форму. Этот газ известен как гексафторид урана , который создается путем объединения фторида водорода , фтора и оксида урана. Диоксид урана также присутствует в этом процессе и отправляется для использования в реакторах, не требующих обогащенного топлива. Оставшееся соединение гексафторида урана сливается в металлические цилиндры, где оно затвердевает. Следующий шаг - отделение гексафторида урана от оставшегося обедненного U-235 . Обычно это делается с помощью центрифуг, которые вращаются достаточно быстро, чтобы обеспечить разделение 1% разницы масс изотопов урана. Затем лазер используется для обогащения соединения гексафторида. Последний шаг включает обратное преобразование обогащенного соединения в оксид урана, в результате чего получается конечный продукт: обогащенный оксид урана. Эта форма UO ₂ теперь может использоваться в реакторах деления внутри электростанций для производства энергии.

Продукты реакции

Когда делящийся атом подвергается ядерному делению, он распадается на два или более осколков деления. Также испускается несколько свободных нейтронов, гамма-лучей и нейтрино , и выделяется большое количество энергии. Сумма масс покоя осколков деления и выброшенных нейтронов меньше суммы масс покоя исходного атома и падающего нейтрона (конечно, осколки деления не находятся в состоянии покоя). Разница масс учитывается при выделении энергии в соответствии с уравнением E=Δmc ² :

масса выделившейся энергии = ${\displaystyle {\frac {E}{c^{2}}}=m_{\text{original}}-m_{\text{final}}}$

Из-за чрезвычайно большого значения скорости света , c , небольшое уменьшение массы связано с огромным высвобождением активной энергии (например, кинетической энергии осколков деления). Эта энергия (в форме излучения и тепла) несет недостающую массу, когда она покидает реакционную систему (общая масса, как и общая энергия, всегда сохраняется ). В то время как типичные химические реакции выделяют энергию порядка нескольких эВ (например, энергия связи электрона с водородом составляет 13,6 эВ), ядерные реакции деления обычно выделяют энергию порядка сотен миллионов эВ.

Ниже показаны две типичные реакции деления со средними значениями выделяемой энергии и числа выбрасываемых нейтронов:

${\displaystyle {\begin{aligned}{\ce {^{235}U + neutron ->}}&\ {\text{fission fragments}}+2.4{\text{ neutrons}}+192.9{\text{ MeV}}\\{\ce {^{239}Pu + neutron ->}}&\ {\text{fission fragments}}+2.9{\text{ neutrons}}+198.5{\text{ MeV}}\end{aligned}}}$^[16]

Обратите внимание, что эти уравнения предназначены для делений, вызванных медленно движущимися (тепловыми) нейтронами. Средняя высвобождаемая энергия и число выброшенных нейтронов являются функцией скорости падающего нейтрона. ^[16] Также обратите внимание, что эти уравнения исключают энергию от нейтрино, поскольку эти субатомные частицы крайне нереактивны и поэтому редко отдают свою энергию в систему.

Временные рамки

Время жизни мгновенного нейтрона

Время жизни мгновенного нейтрона , , представляет собой среднее время между испусканием нейтронов и либо их поглощением в системе, либо их выходом из системы. ^[17] Нейтроны, которые возникают непосредственно при делении, называются « мгновенными нейтронами », а те, которые являются результатом радиоактивного распада осколков деления, называются « запаздывающими нейтронами ». Термин «время жизни» используется потому, что испускание нейтрона часто считают его «рождением», а последующее поглощение — его «смертью». ${\displaystyle l}$

Для тепловых (медленных нейтронных) реакторов деления типичное время жизни мгновенных нейтронов составляет порядка 10−4 ^секунд , а для быстрых реакторов деления время жизни мгновенных нейтронов составляет порядка 10−7 ^секунд . ^[16] Эти чрезвычайно короткие времена жизни означают, что за 1 секунду может пройти от 10 000 до 10 000 000 времен жизни нейтронов. Среднее ( также называемое сопряженным невзвешенным ) время жизни мгновенных нейтронов учитывает все мгновенные нейтроны независимо от их важности в активной зоне реактора ; эффективное время жизни мгновенных нейтронов (называемое сопряженным взвешенным по пространству, энергии и углу) относится к нейтрону со средней важностью. ^[18]

Среднее время генерации

Среднее время генерации , Λ, — это среднее время от испускания нейтрона до захвата, приводящего к делению. ^[16] Среднее время генерации отличается от времени жизни мгновенного нейтрона, поскольку среднее время генерации включает только поглощение нейтронов, приводящее к реакциям деления (а не к другим реакциям поглощения). Эти два времени связаны следующей формулой:

${\displaystyle \Lambda ={\frac {l}{k}}}$

В этой формуле k — эффективный коэффициент размножения нейтронов, описанный ниже.

Эффективный коэффициент размножения нейтронов

Формула из шести факторов эффективного коэффициента размножения нейтронов, k , представляет собой среднее число нейтронов от одного деления, которые вызывают другое деление. Оставшиеся нейтроны либо поглощаются в реакциях без деления, либо покидают систему, не поглощаясь. Значение k определяет, как протекает цепная ядерная реакция:

• k < 1 ( подкритичность ): Система не может поддерживать цепную реакцию, и любое начало цепной реакции со временем затухает. Для каждого деления, которое вызвано в системе, в среднем происходит 1/(1 −  k ) делений. Предлагаемые подкритические реакторы используют тот факт, что ядерная реакция, поддерживаемая внешним источником нейтронов, может быть «выключена» при удалении источника нейтронов. Это обеспечивает определенную степень внутренней безопасности .
• k = 1 ( критичность ): каждое деление вызывает в среднем еще одно деление, что приводит к постоянному уровню деления (и мощности). Атомные электростанции работают с k = 1, если уровень мощности не увеличивается или не уменьшается.
• k > 1 ( сверхкритичность ): для каждого деления в материале, вероятно, будет " k " делений после следующего среднего времени генерации (Λ). Результатом является то, что число реакций деления увеличивается экспоненциально, согласно уравнению , где t - прошедшее время. Ядерное оружие предназначено для работы в этом состоянии. Существует два подразделения сверхкритичности: мгновенная и отложенная. ${\displaystyle e^{(k-1)t/\Lambda }}$

При описании кинетики и динамики ядерных реакторов, а также в практике эксплуатации реакторов используется понятие реактивности, характеризующее отклонение реактора от критического состояния: ρ = ( k  − 1)/ k . ИнЧас (от обратного слову час , иногда сокращается ih или inhr) — единица реактивности ядерного реактора.

В ядерном реакторе k фактически будет колебаться от немного меньше 1 до немного больше 1, в основном из-за тепловых эффектов (по мере выработки большего количества энергии топливные стержни нагреваются и, таким образом, расширяются, снижая коэффициент захвата и, таким образом, снижая k ). Это оставляет среднее значение k равным точно 1. Запаздывающие нейтроны играют важную роль в определении времени этих колебаний.

Шестифакторная формула

Эффективный коэффициент размножения нейтронов можно описать с помощью произведения шести вероятностных факторов, описывающих ядерную систему. Эти факторы, традиционно расположенные в хронологическом порядке относительно жизни нейтрона в тепловом реакторе , включают вероятность быстрой неутечки , фактор быстрого деления , вероятность резонансного выхода , вероятность тепловой неутечки , тепловой коэффициент использования и фактор размножения нейтронов (также называемый фактором эффективности нейтронов). Формула из шести факторов традиционно записывается следующим образом: ${\displaystyle k}$ ${\displaystyle P_{\mathrm {FNL} }}$ ${\displaystyle \varepsilon }$ ${\displaystyle p}$ ${\displaystyle P_{\mathrm {TNL} }}$ ${\displaystyle f}$ ${\displaystyle \eta }$

${\displaystyle k=P_{\mathrm {FNL} }\varepsilon pP_{\mathrm {TNL} }f\eta }$

Факторы описываются следующим образом:

• ${\displaystyle P_{\mathrm {FNL} }}$описывает вероятность того, что быстрый нейтрон не покинет систему без взаимодействия.
  • Границы этого фактора равны 0 и 1, причем значение 1 описывает систему, из которой быстрые нейтроны никогда не покинут ее без взаимодействия, т. е. бесконечную систему.
  • Также пишется как ${\displaystyle L_{f}}$
• ${\displaystyle \varepsilon }$это отношение общего числа делений к числу делений, вызванных только тепловыми нейтронами
  • Быстрые нейтроны имеют небольшую вероятность вызвать деление урана, особенно урана-238.
  • Коэффициент быстрого деления описывает вклад быстрых делений в эффективный коэффициент размножения нейтронов.
  • Границы этого фактора — 1 и бесконечность, причем значение 1 описывает систему, в которой только тепловые нейтроны вызывают деления. Значение 2 будет обозначать систему, в которой тепловые и быстрые нейтроны вызывают равное количество делений.
• ${\displaystyle p}$это отношение числа нейтронов, которые начинают термализацию, к числу нейтронов, которые достигают тепловой энергии.
  • Многие изотопы имеют «резонансы» в кривых сечения захвата , которые возникают в диапазоне энергий между быстрыми и тепловыми.
  • Если нейтрон начинает термализоваться (т.е. замедляться), существует вероятность, что он будет поглощен неразмножающимся материалом до того, как достигнет тепловой энергии.
  • Границы этого фактора равны 0 и 1, причем значение 1 описывает систему, в которой все быстрые нейтроны, которые не просачиваются и не вызывают быстрых делений, в конечном итоге достигают тепловой энергии.
• ${\displaystyle P_{\mathrm {TNL} }}$описывает вероятность того, что тепловой нейтрон не покинет систему без взаимодействия.
  • Границы этого фактора равны 0 и 1, причем значение 1 описывает систему, из которой тепловые нейтроны никогда не выйдут за пределы системы без взаимодействия, т. е. бесконечную систему.
  • Также пишется как ${\displaystyle L_{th}}$
• ${\displaystyle f}$представляет собой отношение числа тепловых нейтронов, поглощенных делящимися ядрами, к числу нейтронов, поглощенных всеми материалами в системе.
  • Этот коэффициент описывает эффективность использования тепловых нейтронов в системе, отсюда и название — коэффициент теплового использования.
  • Границы этого фактора равны 0 и 1, причем значение 1 описывает систему, в которой вся система состоит из делящихся ядер (т. е. тепловые нейтроны могут реагировать только с делящимися материалами). Аналогично, значение 0,5 описывает систему, в которой реакции с делящимися и неделящимися ядрами равны.
  • Для обычного ядерного энергетического реактора этот фактор является единственным, который может контролироваться непосредственно оператором. Манипулируя стержнями управления , можно увеличить количество нейтронов, поглощаемых неделящимися ядрами, одновременно уменьшая количество нейтронов, поглощаемых делящимися ядрами.
• ${\displaystyle \eta }$описывает вероятность того, что поглощенный нейтрон вызовет реакцию деления.
  • Этот фактор описывает поведение делящегося материала, в частности, насколько вероятно, что нейтрон, поглощенный им, вызовет деление, и сколько нейтронов образуется при делении.

В бесконечной среде коэффициент умножения можно описать формулой из четырех факторов , которая аналогична описанной выше, и оба равны 1. ${\displaystyle P_{\mathrm {FNL} }}$ ${\displaystyle P_{\mathrm {TNL} }}$

Быстрая и отсроченная сверхкритичность

Не все нейтроны испускаются как прямой продукт деления; некоторые из них возникают из-за радиоактивного распада некоторых осколков деления. Нейтроны, которые возникают непосредственно из деления, называются «мгновенными нейтронами», а те, которые являются результатом радиоактивного распада осколков деления, называются «запаздывающими нейтронами». Доля нейтронов, которые задерживаются, называется β, и эта доля обычно составляет менее 1% от всех нейтронов в цепной реакции. ^[16]

Запаздывающие нейтроны позволяют ядерному реактору реагировать на несколько порядков медленнее, чем при использовании только мгновенных нейтронов. ^[17] Без запаздывающих нейтронов изменения в скорости реакции в ядерных реакторах происходили бы со скоростью, которая слишком велика для того, чтобы человек мог их контролировать.

Область сверхкритичности между k = 1 и k = 1/(1 − β) известна как задержанная сверхкритичность (или задержанная критичность ). Именно в этой области работают все ядерные энергетические реакторы. Область сверхкритичности для k > 1/(1 − β) известна как мгновенная сверхкритичность (или мгновенная критичность ), то есть область, в которой работает ядерное оружие.

Изменение k, необходимое для перехода от критического к быстрому критическому, определяется как доллар .

Ядерное оружие

Для ядерного оружия деления требуется масса расщепляющегося топлива, которая является мгновенно сверхкритической. Для заданной массы расщепляющегося материала значение k может быть увеличено за счет увеличения плотности. Поскольку вероятность столкновения нейтрона с ядром на пройденном расстоянии пропорциональна плотности материала, увеличение плотности расщепляющегося материала может увеличить k . Эта концепция используется в методе имплозии для ядерного оружия. В этих устройствах ядерная цепная реакция начинается после увеличения плотности расщепляющегося материала с помощью обычного взрывчатого вещества.

В оружии деления пушечного типа две подкритические массы топлива быстро сближаются. Значение k для комбинации двух масс всегда больше, чем у ее компонентов. Величина разницы зависит от расстояния, а также от физической ориентации. Значение k также можно увеличить, используя отражатель нейтронов , окружающий делящийся материал.

Как только масса топлива становится сверхкритической, мощность увеличивается экспоненциально. Однако экспоненциальное увеличение мощности не может продолжаться долго, поскольку k уменьшается, когда количество оставшегося делящегося материала уменьшается (т.е. он потребляется делениями). Кроме того, ожидается, что геометрия и плотность изменятся во время детонации, поскольку оставшийся делящийся материал разрывается взрывом.

Преддетонация

Если два куска субкритического материала не будут соединены достаточно быстро, может произойти ядерная преддетонация, при которой меньший взрыв, чем ожидалось, разнесет большую часть материала на части. См. Fizzle (ядерное испытание)

Детонация ядерного оружия включает в себя очень быстрое приведение делящегося материала в его оптимальное сверхкритическое состояние (около одной микросекунды , или одной миллионной секунды). В течение части этого процесса сборка находится в сверхкритическом состоянии, но еще не в оптимальном состоянии для цепной реакции. Свободные нейтроны, в частности, от спонтанных делений , могут заставить устройство подвергнуться предварительной цепной реакции, которая разрушает делящийся материал до того, как он будет готов произвести большой взрыв, что известно как преддетонация . ^[19]

Чтобы сохранить низкую вероятность преддетонации, длительность неоптимального периода сборки сводится к минимуму, а делящиеся и другие материалы используют с низкими скоростями спонтанного деления. Фактически, сочетание материалов должно быть таким, чтобы было маловероятно, что произойдет хотя бы одно спонтанное деление в течение периода сверхкритической сборки. В частности, метод пушки не может быть использован с плутонием.

Атомные электростанции и управление цепными реакциями

Цепные реакции естественным образом приводят к скоростям реакции, которые растут (или уменьшаются) экспоненциально , тогда как ядерный энергетический реактор должен быть в состоянии поддерживать скорость реакции достаточно постоянной. Чтобы поддерживать этот контроль, критичность цепной реакции должна иметь достаточно медленную временную шкалу, чтобы допустить вмешательство дополнительных эффектов (например, механических стержней управления или теплового расширения). Следовательно, все ядерные энергетические реакторы (даже реакторы на быстрых нейтронах ) полагаются на запаздывающие нейтроны для своей критичности. Действующий ядерный энергетический реактор колеблется между слегка подкритичным и слегка задержанно-сверхкритическим, но всегда должен оставаться ниже мгновенной критичности.

На атомной электростанции невозможно осуществить ядерную цепную реакцию, которая приведет к взрыву мощности, сопоставимой с ядерным оружием, но даже маломощные взрывы от неконтролируемых цепных реакций (которые считались бы «шипением» в бомбе) все еще могут вызвать значительный ущерб и расплавление в реакторе . Например, катастрофа на Чернобыльской АЭС включала неконтролируемую цепную реакцию, но результатом был маломощный паровой взрыв из-за относительно небольшого выделения тепла по сравнению с бомбой. Однако реакторный комплекс был разрушен жаром, а также обычным горением графита, подвергшегося воздействию воздуха. ^[17] Такие паровые взрывы были бы типичны для очень диффузной сборки материалов в ядерном реакторе, даже в наихудших условиях.

Кроме того, для обеспечения безопасности могут быть приняты и другие меры. Например, для электростанций, лицензированных в США, требуется отрицательный коэффициент реактивности (это означает, что если из активной зоны реактора удалить теплоноситель , ядерная реакция будет стремиться к остановке, а не к увеличению). Это исключает возможность аварии типа той, что произошла в Чернобыле (которая была вызвана положительным коэффициентом). Однако ядерные реакторы по-прежнему способны вызывать меньшие химические взрывы даже после полной остановки, как это было в случае ядерной катастрофы на Фукусиме-1 . В таких случаях остаточное тепло распада из активной зоны может вызывать высокие температуры, если происходит потеря потока теплоносителя, даже через день после остановки цепной реакции (см. SCRAM ). Это может вызвать химическую реакцию между водой и топливом, в результате которой выделяется газообразный водород, который может взорваться после смешивания с воздухом, с серьезными последствиями загрязнения, поскольку материал топливных стержней может все еще подвергаться воздействию атмосферы в результате этого процесса. Однако такие взрывы происходят не во время цепной реакции, а в результате энергии радиоактивного бета-распада после остановки цепной реакции деления.

Смотрите также

• Протон-протонная цепь
• Авария критичности
• Ядерная физика

Ссылки

1. «См. эту Нобелевскую лекцию 1956 года по истории цепной реакции в химии».
2. Джогалекар, Ашутош. «Leo Szil rd, a traffic light and a slice of nuclear history». Scientific American . Получено 4 января 2016 г.
3. Л. Силард, «Усовершенствования в области или в отношении трансмутации химических элементов», британский патент номер: GB630726 (подан: 28 июня 1934 г.; опубликован: 30 марта 1936 г.). Просмотр документа esp@cenet
4. Лизе Мейтнер: Отто Хан - первооткрыватель ядерного деления. В: Forscher und Wissenschaftler im heutigen Europa. Столлинг Верлаг, Ольденбург/Гамбург, 1955 год.
5. Lise Meitner & OR Frisch , "Disintegration of Uranium by Neutrons: A New Type of Nuclear Reaction," Nature 143 , 3615 (1939-02-11): 239, Bibcode :1939Natur.143..239M, doi :10.1038/143239a0; OR Frisch , "Physical Evidence of Division of Heavy Nuclei under Neutron Bombardment," Nature 143 , 3616 (1939-02-18): 276, doi :10.1038/143276a0. Статья датирована 16 января 1939 года. Мейтнер идентифицирована как работающая в Физическом институте Академии наук в Стокгольме. Фриш идентифицирован как работающая в Институте теоретической физики Копенгагенского университета.
6. Хан, О.; Штрассманн, Ф. (февраль 1939 г.). «Nachweis der Entstehung aktiver Bariumisotope aus Uran und Thorium durch Neutronenbestrahlung; Nachweis weiterer aktiver Bruchstücke bei der Uranspaltung». Naturwissenschaften . 27 (6): 89–95. Бибкод : 1939NW.....27...89H. дои : 10.1007/BF01488988. S2CID  33512939.
7. Х. фон Хальбан, Ф. Жолио и Л. Коварски, Nature 143 (1939) 470 и 680.
8. Бенджеббар, Андре (2000). Histoire secrete de la бомба атомная французская (на французском языке). Париж: Шерш Миди. ISBN 978-2-862-74794-1. OCLC  45842105.
9. Андерсон, HL ; Ферми, Э.; Силард, Лео (1 августа 1939 г.). «Производство и поглощение нейтронов в уране» (PDF) . Physical Review . 56 (3): 284–286. Bibcode : 1939PhRv...56..284A. doi : 10.1103/PhysRev.56.284.
10. Лануэтт, Уильям; Силард, Бела (1992). Гений в тени: Биография Лео Силарда: Человека, стоящего за бомбой . Нью-Йорк: Charles Scribner's Sons. С. 199, 202. ISBN 978-0-684-19011-2.
11. Холл, Джек (1997). Аргоннская национальная лаборатория, 1946-96 . Издательство Иллинойсского университета . ISBN 978-0-252-02341-5.
12. Окло: Природные ядерные реакторы — Информационный бюллетень, архив 2008-10-20 на Wayback Machine
13. "Обзор ядерного топливного цикла - Всемирная ядерная ассоциация". www.world-nuclear.org . Получено 2020-03-18 .
14. "Ядерная энергетика - Управление энергетической информации США (EIA)". www.eia.gov . Получено 2020-03-18 .
15. "Плутоний - Всемирная ядерная ассоциация". www.world-nuclear.org . Получено 2020-03-18 .
16. Дудерштадт, Джеймс; Гамильтон, Луис (1976). Анализ ядерного реактора . John Wiley & Sons, Inc. ISBN 978-0-471-22363-4.
17. Ламарш, Джон; Баратта, Энтони (2001). Введение в ядерную инженерию . Prentice Hall. ISBN 978-0-201-82498-8.
18. Таламо, А.; Гохар, И. (2010). Детерминированный и Монте-Карло анализы термической субкритической сборки YALINA (технический отчет). Аргоннская национальная лаборатория. doi : 10.2172/991100 . OSTI 991100 . 
19. Carey Sublette (20 февраля 1999 г.). "4.1.5.3 Преддетонация". 4. Проектирование и разработка ядерного оружия: 4.1 Элементы проектирования ядерного оружия . Получено 29 июня 2014 г.

Внешние ссылки

• Анимация ядерной цепной реакции
• Аннотированная библиография по ядерным цепным реакциям из цифровой библиотеки Алсос
• Стохастическое моделирование цепной ядерной реакции на Java. Архивировано 11 июня 2011 г. на Wayback Machine Вольфгангом Бауэром.