Ядерная цепная реакция

Когда одна ядерная реакция вызывает несколько

Возможная цепная реакция ядерного деления
: 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 поглощаясь. Однако один нейтрон сталкивается с атомом урана-235, который затем делится и высвобождает два нейтрона и дополнительную энергию связи.
3) Оба этих нейтрона сталкиваются с атомами урана-235, каждый из которых делится и выделяет несколько нейтронов, которые затем могут продолжить реакцию.

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

История

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

Сообщается, что концепция цепной ядерной реакции была впервые выдвинута венгерским ученым Лео Сцилардом 12 сентября 1933 года. ^[2] Сцилард тем утром читал в лондонской статье об эксперименте, в котором протоны из ускорителя использовались для расщепления лития. -7 на альфа-частицы, а также тот факт, что в результате реакции было произведено гораздо большее количество энергии, чем было передано протоном. Эрнест Резерфорд прокомментировал в статье, что неэффективность процесса не позволяет использовать его для производства электроэнергии. Однако нейтрон был открыт Джеймсом Чедвиком в 1932 году, незадолго до этого, как продукт ядерной реакции. Сцилард, получивший образование инженера и физика, сложил в уме два результата ядерных экспериментов и понял, что если ядерная реакция производит нейтроны, которые затем вызывают дальнейшие подобные ядерные реакции, этот процесс может представлять собой самовоспроизводящуюся ядерную цепочку. -реакция, спонтанно производящая новые изотопы и энергию без необходимости использования протонов или ускорителя. Сцилард, однако, не предлагал деление в качестве механизма своей цепной реакции, поскольку реакция деления еще не была открыта и даже не подозревалась. Вместо этого Сцилард предложил использовать смеси более легких известных изотопов, которые производят нейтроны в больших количествах. В следующем году он подал патент на свою идею простого ядерного реактора. ^[3]

В 1936 году Сцилард попытался создать цепную реакцию с использованием бериллия и индия , но безуспешно. Деление ядра было открыто Отто Ханом 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 делении ядра в феврале 1939 года Хан и Штрассман впервые использовали термин Uranspaltung (деление урана) и предсказали существование и высвобождение дополнительных нейтронов во время процесса деления, открыв возможность ядерная цепная реакция. ^[6]

Несколько месяцев спустя Фредерик Жолио-Кюри , Х. фон Хальбан и Л. Коварский в Париже ^[7] искали и открыли размножение нейтронов в уране, доказав, что цепная ядерная реакция по этому механизму действительно возможна.

4 мая 1939 года Жолио-Кюри, Хальбан и Коварский подали три патента. Первые два описывали производство энергии в результате цепной ядерной реакции, последний, названный «Perfectionnement aux charge взрывчатые вещества», был первым патентом на атомную бомбу и зарегистрирован под номером 445686 в Caisse nationale de Recherche Scientifique . ^[8]

Параллельно Сцилард и Энрико Ферми в Нью-Йорке провели тот же анализ. ^[9] Это открытие побудило Силарда написать письмо , подписанное Альбертом Эйнштейном, президенту Франклину Д. Рузвельту , предупреждающее о возможности того, что нацистская Германия может попытаться создать атомную бомбу . ^[10]

2 декабря 1942 года группа под руководством Ферми (включая Силарда) произвела первую искусственную самоподдерживающуюся ядерную цепную реакцию с помощью экспериментального реактора Чикагской сваи-1 (CP-1) на ракетной площадке под трибунами Стэгг Филд в Чикагский университет . Эксперименты Ферми в Чикагском университете были частью Металлургической лаборатории Артура Х. Комптона Манхэттенского проекта ; Позже лаборатория была переименована в Аргоннскую национальную лабораторию , и ей было поручено проводить исследования по использованию ядерного деления для ядерной энергии. ^[11]

В 1956 году Пол Курода из Университета Арканзаса предположил, что когда-то мог существовать природный реактор деления. Поскольку для цепных ядерных реакций могут потребоваться только природные материалы (такие как вода и уран, если уран содержит достаточное количество урана- ²³⁵ ), эти цепные реакции могли происходить в далеком прошлом, когда концентрации урана-235 были выше, чем сегодня. и где в земной коре было правильное сочетание материалов.²³⁵
В геологическом прошлом U составлял большую долю урана на Земле из-за разного периода полураспада изотопов.²³⁵
У и²³⁸
U , причем первый затухает почти на порядок быстрее, чем второй. Предсказание Курода было подтверждено открытием доказательств естественных самоподдерживающихся цепных ядерных реакций в прошлом в Окло в Габоне в сентябре 1972 года ^. наличие замедлителя нейтронов , такого как тяжелая вода или углерод высокой чистоты (например, графит), при отсутствии нейтронных поглотителей , что еще более маловероятно в результате естественных геологических процессов, чем условия в Окло около двух миллиардов лет назад.

Цепная реакция деления

Цепные реакции деления происходят из-за взаимодействия нейтронов с делящимися изотопами (такими как ²³⁵ U). Цепная реакция требует как высвобождения нейтронов из делящихся изотопов, подвергающихся ядерному делению, так и последующего поглощения некоторых из этих нейтронов делящимися изотопами. Когда атом подвергается ядерному делению, в результате реакции выбрасывается несколько нейтронов (точное число зависит от неконтролируемых и неизмеримых факторов; ожидаемое количество зависит от нескольких факторов, обычно от 2,5 до 3,0). Эти свободные нейтроны затем будут взаимодействовать с окружающей средой, и если будет присутствовать больше делящегося топлива, некоторые из них могут быть поглощены и вызвать большее количество делений. Таким образом, цикл повторяется, давая самоподдерживающуюся реакцию.

Атомные электростанции работают, точно контролируя скорость ядерных реакций. Ядерное оружие, с другой стороны, специально создано для того, чтобы вызывать настолько быструю и интенсивную реакцию, которую невозможно контролировать после того, как она началась. При правильном проектировании эта неконтролируемая реакция приведет к взрывному выбросу энергии.

Ядерное топливо деления

В ядерном оружии используется высококачественное, высокообогащенное топливо, размер и геометрия которого ( критическая масса ) превышают критический размер, необходимый для возникновения цепной взрывной реакции. Топливо для энергетических целей, например, в ядерном реакторе деления, очень разнообразно и обычно состоит из низкообогащенного оксидного материала (например, UO ₂ ). В реакциях деления внутри ядерных реакторов используются два основных изотопа. Первый и наиболее распространенный — уран-235 . Это делящийся изотоп урана, который составляет примерно 0,7% всего встречающегося в природе урана. ^[13] Из-за небольшого количества ²³⁵ U, который существует, он считается невозобновляемым источником энергии, несмотря на то, что он обнаружен в горных породах по всему миру. ^[14] Уран-235 не может быть использован в качестве топлива в базовой форме для производства энергии. Он должен пройти процесс, известный как очистка, для получения соединения UO ₂ или диоксида урана. Затем диоксид урана прессуют и формируют керамические таблетки, которые впоследствии можно поместить в топливные стержни. Именно тогда составной диоксид урана можно будет использовать для производства атомной энергии. Вторым по распространенности изотопом, используемым при делении ядер, является плутоний-239 . Это связано с его способностью делиться при взаимодействии медленных нейтронов. Этот изотоп образуется внутри ядерных реакторов в результате воздействия на ²³⁸ U нейтронов, выделяющихся при делении. ^[15] В результате захвата нейтронов образуется уран-239, который претерпевает два бета-распада и превращается в плутоний-239. Плутоний когда-то встречался как первичный элемент в земной коре, но от него остались лишь следовые количества, поэтому он преимущественно синтетический. Еще одним предлагаемым топливом для ядерных реакторов, которое, однако, не играет коммерческой роли по состоянию на 2021 год, является уран-233 , «выведенный» путем захвата нейтронов и последующего бета-распада из природного тория, который почти на 100% состоит из изотопа тория-232. . Это называется ториевым топливным циклом .

Процесс обогащения

Делящийся изотоп уран-235 в естественной концентрации непригоден для подавляющего большинства ядерных реакторов. Чтобы быть подготовленным к использованию в качестве топлива при производстве энергии, его необходимо обогатить. Процесс обогащения не распространяется на плутоний. Реакторный плутоний создается как побочный продукт нейтронного взаимодействия двух разных изотопов 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, газообразного фтора и оксида урана. В этом процессе также присутствует диоксид урана, который отправляется на использование в реакторах, не требующих обогащенного топлива. Оставшееся соединение гексафторида урана сливается в прочные металлические цилиндры, где оно затвердевает. Следующим шагом является отделение гексафторида урана от оставшегося обедненного U-235. Обычно это делается с помощью центрифуг, которые вращаются достаточно быстро, чтобы обеспечить разделение изотопов урана по массе в 1%. Затем используется лазер для обогащения гексафторидного соединения. Последний этап включает в себя повторное преобразование уже обогащенного соединения обратно в оксид урана, в результате чего остается конечный продукт: обогащенный оксид урана. Эту форму UO ₂ теперь можно использовать в реакторах деления на электростанциях для производства энергии.

Продукты реакции деления

Когда делящийся атом подвергается ядерному делению, он распадается на два или более осколков деления. Кроме того, испускается несколько свободных нейтронов, гамма-лучей и нейтрино и выделяется большое количество энергии. Сумма масс покоя осколков деления и вылетевших нейтронов меньше суммы масс покоя исходного атома и налетающего нейтрона (разумеется, осколки деления не покоятся). Разница масс учитывается при выделении энергии по уравнению E=Δmc ² :

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

Из-за чрезвычайно большого значения скорости света с небольшое уменьшение массы связано с огромным выделением активной энергии (например, кинетической энергии осколков деления). Эта энергия (в виде излучения и тепла) уносит недостающую массу, когда она покидает реакционную систему (общая масса, как и полная 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), реакции ядерного деления обычно выделяют энергию порядка сотен миллионов эВ.

Ниже показаны две типичные реакции деления со средними значениями выделяемой энергии и количества выброшенных 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 относятся к делению, вызванному медленно движущимися (тепловыми) нейтронами. Средняя высвободившаяся энергия и количество выброшенных нейтронов зависят от скорости падающего нейтрона. ^[16] Также обратите внимание, что эти уравнения исключают энергию нейтрино, поскольку эти субатомные частицы крайне нереактивны и, следовательно, редко отдают свою энергию в систему.

Временные рамки ядерных цепных реакций

Время жизни мгновенного нейтрона

Время жизни мгновенных нейтронов , , представляет собой среднее время между испусканием нейтронов и их поглощением в системе или их выходом из системы. ^[17] Нейтроны, возникающие непосредственно в результате деления, называются « мгновенными нейтронами », а те, которые возникают в результате радиоактивного распада осколков деления, называются « запаздывающими нейтронами ». Термин «время жизни» используется потому, что испускание нейтрона часто считают его «рождением», а последующее поглощение — его «смертью». Для тепловых реакторов деления (медленных нейтронов) типичное время жизни мгновенных нейтронов составляет порядка 10 ^-4 секунд, а для реакторов быстрого 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 нейтронов. Среднее (также называемое присоединенным невзвешенным ) временем жизни мгновенных нейтронов учитывает все быстрые нейтроны независимо от их важности в активной зоне реактора; эффективное время жизни мгновенного нейтрона (называемое сопряженным взвешенным по пространству, энергии и углу) относится к нейтрону средней важности. ^[18] ${\displaystyle l}$

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 мгновенных нейтронов, поскольку среднее время генерации включает только поглощение нейтронов, которое приводит к реакциям деления (а не другие реакции 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

Эффективный коэффициент размножения нейтронов по шестифакторной формуле k представляет собой среднее количество нейтронов одного деления, вызывающих другое деление. Остальные нейтроны либо поглощаются в реакциях неделения, либо покидают систему, не поглощаясь. Величина k определяет, как протекает цепная ядерная реакция:

• k <1 ( подкритичность ): система не может поддерживать цепную реакцию, и любое начало цепной реакции со временем затухает. На каждое деление, индуцированное в системе, происходит в среднем 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 вполне вероятно, что после следующего среднего времени генерации (Λ) произойдет « k » делений . В результате количество реакций деления увеличивается экспоненциально, согласно уравнению , где t — прошедшее время. Ядерное оружие предназначено для работы в этом состоянии. Выделяют два подразделения надкритичности: мгновенную и замедленную. ${\displaystyle e^{(k-1)t/\Lambda }}$

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 . InHour (от обратного слова час , иногда сокращенно ih или inhr) — единица реактивности ядерного реактора.

В ядерном реакторе k фактически будет колебаться от немного меньше 1 до немного больше 1, главным образом из-за тепловых эффектов (по мере того, как вырабатывается больше энергии, топливные стержни нагреваются и, таким образом, расширяются, снижая степень их захвата и, таким образом, снижая k . ). В результате среднее значение k равно ровно 1. Запаздывающие нейтроны играют важную роль в определении времени этих колебаний.

Формула шести факторов

Эффективный коэффициент размножения нейтронов можно описать с помощью произведения шести коэффициентов вероятности, описывающих ядерную систему. Эти факторы, традиционно расположенные в хронологическом порядке относительно жизни нейтрона в тепловом реакторе , включают вероятность быстрой неутечки , коэффициент быстрого деления , вероятность выхода из резонанса , вероятность тепловой неутечки , тепловой коэффициент использования. и коэффициент воспроизводства нейтронов (также называемый коэффициентом эффективности нейтронов). Формула 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, не вступив во взаимодействие.
  • Границы этого коэффициента равны 0 и 1, причем значение 1 описывает систему, из которой быстрые нейтроны никогда не улетят без взаимодействия, т.е. бесконечную систему.
  • Также написано как ${\displaystyle L_{f}}$
• ${\displaystyle \varepsilon }$- это отношение общего числа делений к делениям, вызванным только тепловыми нейтронами.
  • Быстрые нейтроны имеют небольшую вероятность вызвать деление урана, особенно урана-238 .
  • Фактор быстрого деления описывает вклад быстрых делений в эффективный коэффициент размножения нейтронов.
  • Границы этого коэффициента составляют от 1 до бесконечности, при этом значение 1 описывает систему, в которой только тепловые нейтроны вызывают деление. Значение 2 будет обозначать систему, в которой тепловые и быстрые нейтроны вызывают равное количество делений.
• ${\displaystyle p}$представляет собой отношение числа нейтронов, начавших термализацию, к числу нейтронов, достигших тепловой энергии.
  • Многие изотопы имеют «резонансы» на кривых сечения захвата , которые возникают при энергиях между быстрыми и тепловыми.
  • Если нейтрон начинает термализацию (т.е. начинает замедляться), существует вероятность того, что он будет поглощен неразмножающимся материалом до того, как достигнет тепловой энергии.
  • Границы этого коэффициента равны 0 и 1, при этом значение 1 описывает систему, в которой все быстрые нейтроны, которые не утекают и не вызывают быстрого деления, в конечном итоге достигают тепловой энергии.
• ${\displaystyle P_{\mathrm {TNL} }}$описывает вероятность того, что тепловой нейтрон не выйдет из системы, не вступив во взаимодействие.
  • Границы этого коэффициента равны 0 и 1, причем значение 1 описывает систему, из которой тепловые нейтроны никогда не улетят без взаимодействия, т.е. бесконечную систему.
  • Также написано 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 коэффициента 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, для которой реакции с делящимися и неделящимися ядрами равны.
  • Для обычного атомного энергетического реактора этот фактор — единственный, которым может непосредственно управлять оператор. 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, если нейтрон поглощается, насколько вероятно, что он вызовет деление и сколько нейтронов производит деление.

В бесконечной среде коэффициент умножения может быть описан формулой четырех коэффициентов , которая аналогична описанной выше и оба равны 1. ${\displaystyle P_{\mathrm {FNL} }}$ ${\displaystyle P_{\mathrm {TNL} }}$

Быстрая и отложенная сверхкритичность

Не все нейтроны испускаются как прямой продукт деления; некоторые из них возникают в результате радиоактивного распада некоторых осколков деления. Нейтроны, возникающие непосредственно в результате деления, называются «мгновенными нейтронами», а те, которые возникают в результате радиоактивного распада осколков деления, — «запаздывающими нейтронами». Доля задерживающихся нейтронов 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 только быстрые нейтроны. ^[17] Без запаздывающих нейтронов изменения в скорости реакций в ядерных реакторах происходили бы со скоростями, которые люди не могли бы контролировать.

Область надкритичности между k = 1 и k = 1/(1 - β) известна как отложенная сверхкритичность (или отложенная критичность ). Именно в этом регионе работают все атомные энергетические реакторы. Область сверхкритичности для k > 1/(1 - β) известна как мгновенная сверхкритичность (или мгновенная критичность ), и это область, в которой действует ядерное оружие.

Изменение k , необходимое для перехода от критического значения к быстрому критическому, определяется в долларах .

Применение ядерного оружия для размножения нейтронов

Для ядерного оружия деления требуется масса расщепляющегося топлива, которая быстро становится сверхкритической.

Для данной массы делящегося материала значение k можно увеличить за счет увеличения плотности. Поскольку вероятность столкновения нейтрона с ядром на пройденное расстояние пропорциональна плотности материала, увеличение плотности делящегося материала может увеличить k . Эта концепция используется в методе имплозии ядерного оружия. В этих устройствах цепная ядерная реакция начинается после увеличения плотности делящегося материала обычным взрывчатым веществом.

В оружии деления пушечного типа два подкритических куска топлива быстро соединяются. Значение k для комбинации двух масс всегда больше, чем у ее составляющих. 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 в геометрической прогрессии. Однако экспоненциальный рост мощности не может продолжаться долго, поскольку k уменьшается, когда количество оставшегося делящегося материала уменьшается (т. е. он расходуется при делении). Кроме того, ожидается, что геометрия и плотность изменятся во время детонации, поскольку оставшийся делящийся материал разрывается в результате взрыва.

Преддетонация

Если два куска подкритического материала не соединятся достаточно быстро, может произойти ядерная преддетонация, в результате чего взрыв меньшего размера, чем ожидалось, разнесет большую часть материала на части. См. Fizzle (ядерное испытание).

Детонация ядерного оружия предполагает очень быстрое приведение делящегося материала в оптимальное сверхкритическое состояние. В течение части этого процесса сборка находится в сверхкритическом состоянии, но еще не в оптимальном состоянии для цепной реакции. Свободные нейтроны, в частности, возникающие в результате спонтанного деления , могут вызвать в устройстве предварительную цепную реакцию, которая разрушает делящийся материал до того, как он будет готов произвести большой взрыв, известный как преддетонация . ^[19]

Чтобы сохранить низкую вероятность преддетонации, продолжительность неоптимального периода сборки сводится к минимуму и используются делящиеся и другие материалы, которые имеют низкие скорости спонтанного деления. Фактически сочетание материалов должно быть таким, чтобы в период сверхкритической сборки было маловероятно хотя бы одно спонтанное деление. В частности, пушечный метод нельзя использовать с плутонием (см. Конструкция ядерного оружия ).

Атомные электростанции и управление цепными реакциями

Цепные реакции естественным образом приводят к скорости реакции, которая растет (или уменьшается) в геометрической прогрессии , тогда как ядерный энергетический реактор должен иметь возможность поддерживать скорость реакции достаточно постоянной. Чтобы поддерживать этот контроль, критичность цепной реакции должна иметь достаточно медленный временной масштаб, чтобы можно было вмешаться с помощью дополнительных эффектов (например, механических регулирующих стержней или теплового расширения). Следовательно, критичность всех ядерных энергетических реакторов (даже реакторов на быстрых нейтронах ) зависит от запаздывающих нейтронов. Действующий ядерный энергетический реактор колеблется между слегка подкритическим и слегка замедленным сверхкритическим режимом, но всегда должен оставаться ниже мгновенного критического состояния.

На атомной электростанции невозможна цепная ядерная реакция, приводящая к взрыву мощности, сравнимой с ядерным оружием, но даже взрывы малой мощности из-за неуправляемых цепных реакций (которые в бомбе считались бы «выхлопами») все еще может вызвать значительный ущерб и расплавление реактора. Например, чернобыльская катастрофа сопровождалась неконтролируемой цепной реакцией, но результатом стал маломощный паровой взрыв из-за относительно небольшого по сравнению с бомбой выделения тепла. Однако реакторный комплекс был разрушен от жары, а также от обычного горения графита на воздухе. ^[17] Такие паровые взрывы были бы типичны для очень диффузной сборки материалов в ядерном реакторе , даже в самых худших условиях.

Кроме того, можно предпринять и другие меры безопасности. Например, электростанции, лицензированные в США, требуют отрицательного пустотного коэффициента реактивности (это означает, что при удалении теплоносителя из активной зоны реактора ядерная реакция будет иметь тенденцию к остановке, а не усилению). Это исключает возможность аварии типа Чернобыля (которая произошла из-за положительного коэффициента пустотности). Однако ядерные реакторы по-прежнему способны вызывать меньшие химические взрывы даже после полной остановки, как это произошло в случае ядерной катастрофы на Фукусиме-дайити . В таких случаях остаточное остаточное тепло активной зоны может привести к повышению температуры при прекращении потока теплоносителя даже через день после остановки цепной реакции (см. SCRAM ). Это может вызвать химическую реакцию между водой и топливом, в результате которой образуется газообразный водород, который может взорваться после смешивания с воздухом, что приведет к серьезным последствиям загрязнения, поскольку в результате этого процесса материал топливного стержня все еще может подвергаться воздействию атмосферы. Однако такие взрывы происходят не во время цепной реакции, а в результате энергии радиоактивного бета-распада после того, как цепная реакция деления была остановлена.

Смотрите также

• Протон-протонная цепочка
• Авария с критичностью
• Безопасность ядерной критичности
• Ядерная физика
• Физика ядерных реакторов

Рекомендации

1. «См. Нобелевскую лекцию 1956 года по истории цепной реакции в химии» .
2. Джогалекар, Ашутош. «Лео Силл-роуд, светофор и кусочек ядерной истории». Научный американец . Проверено 4 января 2016 г.
3. Л. Сцилард, «Усовершенствования в области трансмутации химических элементов или связанные с ней», номер британского патента: GB630726 (подана: 28 июня 1934 г.; опубликовано: 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. Лиз Мейтнер и О. Р. Фриш , «Распад урана нейтронами: новый тип ядерной реакции», Nature 143 , 3615 (11.02.1939): 239, Бибкод : 1939Natur.143..239M, doi : 10.1038/143239a0 ; О. Р. Фриш , «Физические доказательства деления тяжелых ядер под нейтронной бомбардировкой», Nature 143 , 3616 (18 февраля 1939 г.): 276, doi : 10.1038/143276a0. Статья датирована 16 января 1939 года. Установлено, что Мейтнер работала в Физическом институте Академии наук в Стокгольме. Установлено, что Фриш работает 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. ОСЛК  45842105.
9. Андерсон, HL ; Ферми, Э.; Сцилард, Лео (1 августа 1939 г.). «Производство и поглощение нейтронов в уране» (PDF) . Физический обзор . 56 (3): 284–286. Бибкод : 1939PhRv...56..284A. doi : 10.1103/PhysRev.56.284.
10. Лануэтт, Уильям; Силард, Бела (1992). Гений в тени: Биография Лео Силарда: Человек за бомбой . Нью-Йорк: Сыновья Чарльза Скрибнера. стр. 199, 202. ISBN. 978-0-684-19011-2.
11. Холл, Джек (1997). Аргоннская национальная лаборатория, 1946-96 гг . Издательство Университета Иллинойса . ISBN 978-0-252-02341-5.
12. Окло: Природные ядерные реакторы - информационный бюллетень, заархивировано 20 октября 2008 г. в Wayback Machine.
13. «Обзор ядерного топливного цикла - Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Проверено 18 марта 2020 г.
14. «Ядерное объяснение - Управление энергетической информации США (EIA)» . www.eia.gov . Проверено 18 марта 2020 г.
15. «Плутоний - Всемирная ядерная ассоциация». www.world-nuclear.org . Проверено 18 марта 2020 г.
16. Дудерштадт, Джеймс; Гамильтон, Луи (1976). Анализ ядерного реактора . Джон Уайли и сыновья, Inc. ISBN 978-0-471-22363-4.
17. Ламарш, Джон; Баратта, Энтони (2001). Введение в ядерную энергетику . Прентис Холл. ISBN 978-0-201-82498-8.
18. Таламо, А.; Гохар, Ю. (2010). Детерминистический анализ и анализ методом Монте-Карло тепловой подкритической сборки YALINA (технический отчет). Аргоннская национальная лаборатория. дои : 10.2172/991100 . ОСТИ 991100 . 
19. Кэри Сублетт (20 февраля 1999 г.). «4.1.5.3 Преддетонация». 4. Разработка и проектирование ядерного оружия: 4.1 Элементы конструкции оружия деления . Проверено 29 июня 2014 г.

Внешние ссылки

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