Rozszczepienie jąder uranu i reakcja łańcuchowa. rozszczepienie uranu

rozszczepienie jąder atomowych Nazywa się proces dzielenia jądra na dwie w przybliżeniu równe części. Zwykle taki proces zachodzi, gdy jakaś cząstka wchodzi do ciężkiego jądra - neutronu, protonu, cząstki alfa itp. W takich przypadkach rozszczepienie nazywa się wymuszonym. Ale czasami podział zachodzi spontanicznie, taki podział nazywa się spontanicznym.

Mechanizm wymuszonego podziału. Kiedy cząstka (na przykład neutron) wchodzi do jądra, jej energia wiązania jest uwalniana wewnątrz jądra mi św.. Dodaje się do niej znaczna część energii kinetycznej cząstki mi, w wyniku czego jądro wchodzi w stan wzbudzony, a jego całkowita energia wzbudzenia okazuje się równa mi * = E św. + E A/(A+1). To wzbudzenie objawia się w postaci przyspieszonego ruchu wszystkich nukleonów jądra, jądro „wrze”, fale biegną po jego powierzchni itp. Wtedy dzieje się jedna z dwóch rzeczy. Lub nadmiar energii opuści jądro z emisją jednego lub więcej kwantów gamma (tj. nastąpi wychwytywanie promieniowania nadchodzącej cząstki). Lub, w wyniku drgań jądrowej "cieczy", w jądrze powstaje zwężenie, jądro przybierze postać hantli i pod wpływem kulombowskiego odpychania ładunków dwóch połówek tego " hantle”, zwężenie pęknie, a dwie części poprzedniego jądra rozproszą się w przeciwnych kierunkach z wielką energią otrzymaną od tych samych sił odpychania kulombowskiego o podobnych ładunkach elektrycznych. Powstałe połówki pierwotnego jądra nazywają się fragmenty rozszczepienia. Pod wpływem sił napięcia powierzchniowego nabiorą one kształtu kulistego i staną się jądrami nowych atomów o masach równych około połowie masy jądra uranu, tj. atomy pierwiastków leżących w środku układu okresowego.

Potencjalna bariera rozszczepienia. Aby jądro się rozszczepiło, należy najpierw nadać mu odpowiednio dużą deformację, do której dochodzi w wyniku energii wzbudzenia przekazanej do jądra - w przeciwnym razie jądro skurczy się do kuli i nie nastąpi rozszczepienie. Minimalna energia wzbudzenia, przy której możliwe jest rozszczepienie, nazywana potencjalną barierą rozszczepienia i jest oznaczony symbolem U f. Rozszczepienie jest możliwe, jeśli energia wzbudzenia jądra mi * > U f. Jeśli mi * < U f, wtedy podział jest niemożliwy. Wszystkie ciężkie jądra (tor, uran, pluton itp.) mają wartości U f są w przybliżeniu takie same i równe 5,1 - 5,4 MeV. W takich warunkach wszystkie ciężkie jądra musiałyby wykazywać taką samą zdolność do rozszczepiania. Jednak tak nie jest.

Wiadomo, że w związku z rozszczepieniem przez neutrony jądra dzielą się na dwie różne grupy:

dziwne jądra, takie jak 233 U, 235 U, 239 Pu, 241 Pu. Oni sąłatwo dzielą się dowolnymi, nawet termicznymi neutronami, dlatego często nazywa się je jądrami „paliwowymi”;

parzyste-parzyste jądra 232 Cz, 234 U, 238 U, 240 Pu, 242 Pu Neutrony termiczne nie ulegają rozszczepieniu, dlatego często nazywane są „surowymi” neutronami.

Dzieje się tak, ponieważ gdy neutron uderza w nieparzyste jądro, powstaje jądro parzyste (na przykład 235 U +n → 236 U), energia wiązania neutronu jest szczególnie wysoka, tak że nawet przy zerowej energii kinetycznej neutronu energia wzbudzenia okazuje się być większa niż wysokość bariery rozszczepienia, a jądro łatwo się dzieli.

Kiedy neutron uderza w parzyste jądro (na przykład 238 U +n → 239 U), powstaje nieparzyste jądro, w którym energia wiązania neutronu jest znacznie niższa i nie wystarcza do pokonania bariery rozszczepienia. Ale jeśli w tym drugim przypadku do jądra wejdzie nie termiczny, lecz prędki neutron o wystarczająco dużej energii kinetycznej, to może się okazać, że całkowita energia wzbudzenia mi * > U f i nastąpi podział. Minimalna energia kinetyczna neutronu, przy której możliwe staje się rozszczepienie parzystego jądra, nazywa się progowa energia rozszczepienia E odkąd. Dla rdzenia 238 U ta energia mi odkąd≈ 1 MeV. W przybliżeniu te same wartości mają energie progowe dla innych parzystych, parzystych jąder. Tak więc wszystkie takie jądra również ulegają rozszczepieniu, ale tylko przez prędkie neutrony.

spontaniczny podział. Ze względu na duże przeciążenie protonów, które odpychają się od siebie siłami elektrostatycznymi i tym samym próbują rozerwać jądro, ciężkie jądra są niezwykle niestabilne, a zatem zdolne do dzielenia się, bez żadnego wpływu z zewnątrz. Ten spontaniczny podział nazywa się spontaniczne rozszczepienie. Spontaniczne rozszczepienie następuje jak rozpad alfa w wyniku tunelowania fragmentów przechodzących przez barierę rozszczepienia. Ale ze względu na duży ładunek fragmentów, ich prawdopodobieństwo przejścia przez barierę potencjału podczas rozszczepiania jąder uranu okazuje się znacznie mniejsze niż w przypadku cząstek alfa, a okres półtrwania odpowiednio w odniesieniu do spontanicznego rozszczepienia jest znacznie dłużej. Tak więc dla rozpadu alfa jąder uranu-238 okres T α = 4,5 10 9 lat, podczas gdy dla samoistnego rozszczepienia T f= 10 16 lat, tj. 2,5 miliona razy więcej. Wraz ze wzrostem ładunku jądra wartości T f szybko spadają. Tak więc dla jąder sztucznych pierwiastków transuranowych (patrz niżej) o Z>100, wartość T f mierzone w minutach, a nawet sekundach, a dla niektórych nuklidów spontaniczne rozszczepienie staje się jeszcze korzystniejszą formą rozpadu. Dzięki temu można policzyć spontaniczne rozszczepienie czwarty rodzaj rozpadu promieniotwórczego oprócz rozpadów alfa, beta i gamma.

Uwolnienie energii podczas rozszczepienia jądrowego. Wykres na rysunku 1.1. pokazuje, że energia właściwa wiązania nukleonów dla jąder uranu (≈ 7,5 MeV/nukleon) jest znacznie mniejsza niż dla jąder o połowie masy (≈ 8,4 MeV/nukleon), które uzyskuje się przez rozszczepienie w postaci fragmentów. Oznacza to, że fragmenty wiążą się znacznie silniej niż jądra uranu, a gdy powstają w wyniku przegrupowania nukleonów, uwalniana jest nadwyżka energii wiązania w ilości około 0,9 MeV na nukleon. A ponieważ w proces rozszczepienia jednego jądra bierze udział 236 nukleonów, całkowite uwolnienie energii podczas rozszczepienia jednego jądra wynosi 236 0,9 ≈ 212 MeV. Większość tej energii trafia do fragmentów w postaci ich energii kinetycznej. Ale podczas rozszczepiania jąder, oprócz fragmentów, uwalnianych jest jeszcze kilka różnych cząstek, które odprowadzają resztę energii. Przybliżony rozkład energii pomiędzy różnymi cząstkami podczas rozszczepiania jąder uranu przez neutrony termiczne podano w tabeli 1.3. Całkowita ilość energii (215 MeV) zgadza się z powyższym szacunkiem (212 MeV). Z tej ilości energii 10 MeV jest unoszone przez antyneutrina w przestrzeń kosmiczną, a zatem „nieodwracalne straty”. Reszta energii jest absorbowana w różnych materiałach reaktora i ostatecznie przekształcana w energię cieplną, która jest wykorzystywana albo bezpośrednio (w AST i ATES) albo do generowania prądu elektrycznego (w elektrowniach jądrowych i ATES).

Tabela 1.3. Rozkład energii podczas rozszczepiania ciężkich jąder

Efektywne przekroje rozszczepienia. Jądra rozszczepialne z neutronami termicznymi są również zdolne do rozszczepiania z neutronami pośrednimi i szybkimi, dlatego dla nich, a także do wychwytywania radiacyjnego (patrz wyżej), konieczne jest uwzględnienie zachowania przekrojów rozszczepienia we wszystkich trzech obszarach.

W obszarze neutronów termicznych przekroje poprzeczne rozszczepienia również zmieniają się wraz ze wzrostem energii zgodnie z prawem „1/v”. Przekroje rozszczepienia σ f uśrednione w tym obszarze podano w tabeli 1.4.

Tabela 1.4. Przekroje rozszczepienia niektórych jąder przez neutrony termiczne

Niestety, gdy neutron wnika do jądra uranu lub plutonu, może nastąpić nie tylko rozszczepienie, ale także wychwytywanie radiacyjne neutronu bez rozszczepienia, np. 235 U (n, γ) 236 U. Proces ten jest szkodliwy dla działania reaktora i podwójnie:

traci się neutron, który nie będzie mógł uczestniczyć w łańcuchowej reakcji rozszczepienia;

rdzeń paliwa jądrowego 235 U zostaje utracony, co zamienia się w parzyste jądro 236 U, które, jak wspomniano powyżej, nie jest rozszczepialne przez neutrony termiczne.

Ale jak widać z Tabeli 5, przekroje poprzeczne rozszczepienia we wszystkich przypadkach okazują się większe niż przekroje wychwytywania radiacyjnego, więc użyteczny proces rozszczepienia zachodzi z większym prawdopodobieństwem niż niepożądany proces wychwytywania radiacyjnego. Szczególnie wyraźnie pokazują to stosunki przekrojów tych dwóch procesów (ostatnia linia w tabeli 1.4).

W obszarze neutronów pośrednich zależność przekrojów rozszczepienia od energii, podobnie jak w przypadku wychwytu radiacyjnego, wykazuje piki rezonansowe. Średnio w tym rejonie wartości parametru „alfa” okazują się nawet nieco wyższe niż w rejonie neutronów termicznych, więc choć budowane są pośrednie reaktory neutronowe, nie uzyskały one szerokiego rozkładu.

W obszarze szybkich neutronów zależność przekrojów rozszczepienia od energii neutronów staje się płynna, ale w przeciwieństwie do przekrojów wychwytu radiacyjnego przekroje poprzeczne rozszczepienia nie tylko nie maleją wraz ze wzrostem energii neutronów, ale nawet nieznacznie rosną . Prowadzi to do znacznej poprawy stosunku prawdopodobieństw radiacyjnego wychwytywania neutronów i rozszczepienia, zwłaszcza dla plutonu, dla którego stosunek α = 0,029 dla neutronów prędkich, tj. ponad 12 razy lepiej niż w przypadku neutronów termicznych. Ta okoliczność wiąże się z jedną z głównych zalet reaktorów jądrowych pracujących na neutronach prędkich w porównaniu z reaktorami termicznymi.

Przekroje rozszczepienia parzysto-parzystych nuklidów do progu rozszczepienia są naturalnie równe zeru, a powyżej progu, chociaż różnią się od zera, nigdy nie uzyskują dużych wartości. Więc przekrój rozszczepienia wynosi 238 U przy energiach powyżej 1 MeV okazuje się, że jest rzędu 0,5 barna.

Fragmenty rozszczepienia. Pomimo wysokiej energii (około 82 MeV na każdy fragment) drogi odłamków w powietrzu okazują się nie większe, a nawet nieco mniejsze niż drogi cząstek alfa (około 2 cm). I to pomimo faktu, że cząstki alfa mają znacznie niższe energie (4 - 9 MeV). Dzieje się tak dlatego, że ładunek elektryczny fragmentu jest znacznie większy niż ładunek cząstki alfa i dlatego znacznie intensywniej traci on energię na jonizację i wzbudzenie atomów ośrodka.

Dokładniejsze pomiary wykazały, że zasięgi fragmentów z reguły nie są takie same i są zgrupowane wokół wartości 1,8 i 2,2 cm.

Ogólnie rzecz biorąc, podczas rozszczepiania mogą powstawać fragmenty o bardzo różnych liczbach masowych w zakresie od 70 do 160 (tj. około 90 różnych wartości), ale fragmenty o takich masach powstają z różnym prawdopodobieństwem. Prawdopodobieństwa te wyrażane są zwykle za pomocą tzw. wyjścia z drzazg Tak ALE o podanej liczbie masowej ALE: Tak ALE = N A / N f, gdzie N A to liczba fragmentów o liczbie masowej ALE które powstały podczas N f, rozszczepienia jądrowego. Zwykle wartość Tak ALE wyrażone w procentach.

Krzywa rozkładu uzysków fragmentów rozszczepienia według liczb masowych ma dwa maksima (lub „garby”), przy czym jedno maksimum znajduje się w rejonie A=90, a drugie w rejonie A=140. Zauważ, że to jądra w przybliżeniu tych mas są najczęściej znajdowane w śladach - strącanie po próbach jądrowych lub wypadkach jądrowych. Wystarczy przypomnieć ślady takich nuklidów jak 131 I, 133 I, 90 Sr, 137 Cs.

Stosunek liczby neutronów do liczby protonów we fragmentach w pierwszej chwili okazuje się w przybliżeniu taki sam, jak w jądrze uranu, tj. 143:92 = 1,55. Ale dla stabilnych jąder o średnich masach, które zawierają fragmenty, stosunek ten jest znacznie bliższy jedności: na przykład dla stabilnego jądra 118 Sn stosunek ten wynosi 1,36. Oznacza to, że jądra fragmentów są mocno przeciążone neutronami i będą dążyć do pozbycia się tego przeciążenia przez rozpady beta, w których neutrony zamieniają się w protony. Jednocześnie, aby pierwotny fragment przekształcił się w stabilny nuklid, może być konieczne kilka kolejnych rozpadów beta, tworzących cały łańcuch, na przykład:

(stabilny).

Poniżej strzałek znajdują się okresy półtrwania nuklidów: s-sekundy h-zegarek, tak-lat. Zauważ, że zwyczajowo fragment rozszczepienia nazywa się tylko pierwszym jądrem, które powstaje bezpośrednio podczas rozszczepienia jądra uranu (w tym przypadku 135 Sb). Wszystkie inne nuklidy powstałe w wyniku rozpadów beta, wraz z fragmentami i stabilnymi nuklidami końcowymi, są nazywane produkty rozszczepienia. Ponieważ liczba masowa nie zmienia się wzdłuż łańcucha, może być tyle takich łańcuchów podczas rozszczepiania jąder uranu, ile może być liczb masowych, tj. około 90. A ponieważ każdy łańcuch zawiera średnio 5 radioaktywnych nuklidów, to w sumie wśród produktów rozszczepienia można naliczyć około 450 radionuklidów o różnych okresach półtrwania od ułamków sekundy do milionów lat. W reaktorze jądrowym nagromadzenie produktów rozszczepienia stwarza pewne problemy, ponieważ. po pierwsze pochłaniają neutrony i utrudniają w ten sposób przebieg łańcuchowej reakcji rozszczepienia, a po drugie, ze względu na rozpad beta, następuje wytwarzanie ciepła resztkowego, które może trwać bardzo długo po wyłączeniu reaktora (w pozostałościach po reaktorze). reaktor w Czarnobylu, wytwarzanie ciepła trwa do dziś) . Radioaktywność produktów rozszczepienia stanowi również poważne zagrożenie dla ludzi.

Neutrony rozszczepienia wtórnego. Neutrony, które powodują rozszczepienie jądra są nazywane pierwotnymi, a neutrony, które pojawiają się podczas rozszczepienia jądra, nazywane są wtórnymi. Neutrony rozszczepienia wtórnego są emitowane przez fragmenty na samym początku ich ruchu. Jak już wspomniano, fragmenty bezpośrednio po rozszczepieniu okazują się być silnie przeciążone neutronami; w tym przypadku energia wzbudzenia fragmentów przekracza energię wiązania zawartych w nich neutronów, co z góry przesądza o możliwości emisji neutronów. Opuszczając rdzeń fragmentu, neutron zabiera ze sobą część energii, w wyniku czego zmniejsza się energia wzbudzenia jądra fragmentu. Gdy energia wzbudzenia jądra fragmentu staje się mniejsza niż energia wiązania znajdującego się w nim neutronu, emisja neutronów ustaje.

W wyniku rozszczepienia różnych jąder powstaje różna liczba neutronów wtórnych, zwykle od 0 do 5 (najczęściej 2-3). W obliczeniach reaktorów szczególne znaczenie ma średnia liczba neutronów wtórnych emitowanych na zdarzenie rozszczepienia. Liczba ta jest zwykle oznaczana grecką literą ν (nu) lub częściej ν f. Wartości ν f zależą od rodzaju jądra rozszczepiającego i energii neutronów pierwotnych. Niektóre przykłady podano w tabeli 1.5. Dane przedstawione w tej tabeli pokazują, że wartości ν f rosną zarówno wraz ze wzrostem ładunku i masy jądra rozszczepiającego, jak i ze wzrostem energii neutronów pierwotnych.

Tabela 1.5. Średnia liczba neutronów wtórnych wytwarzanych w wyniku rozszczepienia jądra przez neutrony termiczne i prędkie

Kolejna zaleta reaktorów na neutrony prędkie wiąże się z tą drugą okolicznością - większa liczba neutronów wtórnych pozwala im na prowadzenie procesu rozszerzonej hodowli paliwa jądrowego (patrz niżej). Neutrony wtórne powstają również w spontanicznym rozszczepieniu jąder. Więc ν f (U-238) = 1,98 i vf (Cf-252) = 3,767.

Proces emisji neutronów wtórnych przez silnie wzbudzone jądra fragmentów przypomina proces parowania cząsteczek z powierzchni mocno nagrzanej kropli cieczy. Dlatego widmo energetyczne neutronów wtórnych jest podobne do rozkładu Maxwella cząsteczek podczas ruchu termicznego. Maksimum tego widma ma energię 0,8 MeV, a średnia energia neutronów rozszczepienia wtórnego wynosi około 2 MeV.

Główna część neutronów wtórnych jest emitowana z jąder fragmentów w średnim czasie 10 -14 s po rozszczepieniu jądra, tj. prawie natychmiast. Dlatego ta część neutronów wtórnych nazywana jest szybkimi neutronami. Ale są też tzw. neutrony opóźnione, które odgrywają ważną i bardzo szczególną rolę w reaktorach .

Neutrony opóźnione w rozszczepieniu jądrowym. Doświadczenie pokazuje, że niewielka część neutronów wtórnych (zwykle< 1 %) испускается облученным нейтронами образцом делящегося материала спустя долгое время после прекращения облучения, когда деления ядер в образце тоже, естественно, уже не происходят. Происхождение запаздывающих нейтронов связано с бета-распадом некоторых осколков деления. Если бета-распад происходит на уровень конечного ядра, энергия возбуждения которого превышает энергию связи нейтрона, то распад ядра из этого состояния может произойти не путем испускания гамма-кванта, как обычно, а путем испускания нейтрона. Вылет нейтрона происходит практически в то же мгновение, как только образуется возбужденное ядро, но относительно процесса деления исходного ядра этот момент оказывается отодвинутым на время, которое потребовалось для бета-распада осколка. Поэтому запаздывающие нейтроны вылетают практически одновременно с бета-частицами, и их выход во времени описывается таким же экспоненциальным законом и с тем же периодом полураспада, что и бета-распад осколка.

Udział neutronów opóźnionych definiuje się jako stosunek liczby neutronów opóźnionych do liczby wszystkich neutronów rozszczepienia wtórnego: β = N aplikacja. n / N n. Wartości β dla niektórych jąder podczas ich rozszczepiania przez neutrony o różnych energiach podano w tabeli 1.6.

Tabela 1.6. Frakcje opóźnionych neutronów w rozszczepieniu jądrowym

Ponieważ opóźnione neutrony mogą powstawać z rozpadu różnych jąder fragmentów (zwanych jądrami - prekursorami opóźnionych neutronów), z których każdy rozpada się z własnym okresem półtrwania, to opóźnione neutrony tworzą kilka grup, z których każda ma swój własny okres półtrwania . Główne parametry tych grup podano w tabeli. 1.7. W tej tabeli względne wydajności neutronów opóźnionych są znormalizowane do jedności. Energie opóźnionych neutronów są nieco mniejsze niż średnia energia szybkich neutronów (2 MeV), ponieważ wylatują one z mniej wzbudzonych fragmentów. Okresy półtrwania grup opóźnionych neutronów nie pokrywają się dokładnie z okresami półtrwania izolowanych prekursorów, ponieważ w rzeczywistości prekursorów opóźnionych neutronów jest znacznie więcej – niektórzy badacze odkryli ich nawet kilkadziesiąt. Neutrony z prekursorów o bliskich okresach łączą się w jedną grupę o określonym średnim okresie, który jest wpisywany do tabel. Z tego samego powodu wydajności grup i ich okresy zależą od rodzaju jądra rozszczepialnego i energii neutronów pierwotnych, ponieważ wraz ze zmianami tych dwóch parametrów zmieniają się wydajności fragmentów rozszczepienia, a w konsekwencji skład grup również się zmienia.

Tabela 1.7. Parametry grup opóźnionych neutronów w rozszczepieniu 235 U przez neutrony termiczne

opóźnione neutrony odgrywają decydującą rolę w kontrolowaniu reakcji łańcuchowej rozszczepienia oraz działanie całego reaktora jądrowego jako całości.

Chwilowe promieniowanie gamma podczas rozszczepienia. Gdy po ucieczce ostatniego neutronu z fragmentu energia wzbudzenia jądra fragmentu okazuje się mniejsza od energii wiązania znajdującego się w nim neutronu, dalsza ucieczka szybkich neutronów okazuje się niemożliwa. Jednak we fragmencie nadal pozostaje pewna nadwyżka energii. Ta nadwyżka energii jest odprowadzana z jądra przez serię emitowanych promieni gamma. Jak wspomniano powyżej, całkowita energia szybkich kwantów gamma wynosi około 8 MeV, ich średnia liczba na rozszczepienie wynosi około 10, zatem średnia energia jednego kwantu gamma w rozszczepieniu ciężkich jąder wynosi około 0,8 MeV.

Reaktor jądrowy jest więc potężnym źródłem nie tylko neutronów, ale także promieniowania gamma i przed obydwoma tymi rodzajami promieniowania trzeba się chronić.

W 1934 roku E. Fermi postanowił otrzymać pierwiastki transuranowe przez napromieniowanie 238 U neutronami. Pomysł E. Fermiego polegał na tym, że w wyniku rozpadu β - izotopu 239 U powstaje pierwiastek chemiczny o numerze seryjnym Z = 93. Nie udało się jednak zidentyfikować powstawania 93. pierwiastka. Natomiast w wyniku radiochemicznej analizy pierwiastków promieniotwórczych wykonanej przez O. Hahna i F. Strassmanna wykazano, że jednym z produktów napromieniowania uranu neutronami jest bar (Z = 56) – pierwiastek chemiczny o średniej masie atomowej , natomiast zgodnie z założeniem teorii Fermiego należało otrzymać pierwiastki transuranowe.
L. Meitner i O. Frisch zasugerowali, że w wyniku wychwycenia neutronu przez jądro uranu jądro złożone rozpada się na dwie części

92 U + n → 56 Ba + 36 Kr + xn.

Procesowi rozszczepienia uranu towarzyszy pojawienie się wtórnych neutronów (x > 1), które mogą powodować rozszczepienie innych jąder uranu, co otwiera możliwość wystąpienia łańcuchowej reakcji rozszczepienia – jeden neutron może spowodować powstanie rozgałęzionego łańcucha rozszczepienie jąder uranu. W takim przypadku liczba rozdzielonych jąder powinna rosnąć wykładniczo. N. Bohr i J. Wheeler obliczyli energię krytyczną wymaganą do rozszczepienia jądra 236 U, powstałego w wyniku wychwytywania neutronu przez izotop 235 U. Wartość ta wynosi 6,2 MeV, czyli mniej niż energia wzbudzenia izotopu 236 U utworzonego podczas wychwytywania neutronu termicznego 235 U. Dlatego też, gdy wychwytywane są neutrony termiczne, możliwa jest reakcja łańcuchowa rozszczepienia 235 U. Dla większości wspólnego izotopu 238 U, energia krytyczna wynosi 5,9 MeV, podczas gdy po wychwyceniu neutronu termicznego energia wzbudzenia powstałego jądra 239 U wynosi tylko 5,2 MeV. Dlatego reakcja łańcuchowa rozszczepienia najczęstszego w przyrodzie izotopu 238 U pod działaniem neutronów termicznych jest niemożliwa. W jednym akcie rozszczepienia uwalniana jest energia 200 MeV (dla porównania w reakcjach spalania chemicznego energia ≈ 10 eV jest uwalniana w jednym akcie reakcji). Możliwość stworzenia warunków dla reakcji łańcuchowej rozszczepienia otworzyła perspektywy wykorzystania energii reakcji łańcuchowej do tworzenia reaktorów atomowych i broni atomowej. Pierwszy reaktor jądrowy zbudował E. Fermi w USA w 1942 r. W ZSRR pierwszy reaktor jądrowy został uruchomiony pod kierownictwem I. Kurczatowa w 1946 r. W 1954 r. W Obnińsku rozpoczęła działalność pierwsza na świecie elektrownia jądrowa. Obecnie energia elektryczna jest wytwarzana w około 440 reaktorach jądrowych w 30 krajach na całym świecie.
W 1940 roku G. Flerov i K. Petrzhak odkryli spontaniczne rozszczepienie uranu. Poniższe rysunki świadczą o złożoności eksperymentu. Częściowy okres półtrwania w odniesieniu do spontanicznego rozszczepienia izotopu 238 U wynosi 10 16–10 17 lat, natomiast okres rozpadu izotopu 238 U wynosi 4,5–10 9 lat. Głównym kanałem rozpadu izotopu 238 U jest rozpad α. W celu zaobserwowania spontanicznego rozszczepienia izotopu 238 U konieczne było zarejestrowanie jednego rozszczepienia na tle 10 7–10 8 rozpadów α.
Prawdopodobieństwo spontanicznego rozszczepienia zależy głównie od przepuszczalności bariery rozszczepienia. Prawdopodobieństwo spontanicznego rozszczepienia wzrasta wraz ze wzrostem ładunku jądra, ponieważ. zwiększa to parametr podziału Z 2 /A. W izotopach Z< 92-95 деление происходит преимущественно с образованием двух осколков деления с отношением масс тяжёлого и лёгкого осколков 3:2. В изотопах Z >100, dominuje rozszczepienie symetryczne z tworzeniem fragmentów o tej samej masie. Wraz ze wzrostem ładunku jądra wzrasta udział spontanicznego rozszczepienia w porównaniu z rozpadem α.

Rozszczepienia jądrowego. Fabuła

1934- E. Fermi, napromieniowując uran neutronami termicznymi, znalazł wśród produktów reakcji radioaktywne jądra, których charakteru nie można było ustalić.
L. Szilard przedstawił ideę jądrowej reakcji łańcuchowej.

1939− O. Hahn i F. Strassmann odkryli wśród produktów reakcji bar.
L. Meitner i O. Frisch po raz pierwszy ogłosili, że pod wpływem neutronów uran został rozszczepiony na dwa fragmenty o porównywalnej masie.
N. Bohr i J. Wheeler przedstawili ilościową interpretację rozszczepienia jądra poprzez wprowadzenie parametru rozszczepienia.
Ya Frenkel opracował teorię kropli rozszczepienia jądra przez powolne neutrony.
L. Szilard, E. Wigner, E. Fermi, J. Wheeler, F. Joliot-Curie, Ya Zeldovich, Yu Khariton uzasadnili możliwość zachodzącej w uranie reakcji łańcuchowej rozszczepienia jądra.

1940− G. Flerov i K. Petrzhak odkryli zjawisko samorzutnego rozszczepienia jąder U uranu.

1942− E. Fermi przeprowadził kontrolowaną reakcję łańcuchową rozszczepienia w pierwszym reaktorze atomowym.

1945− Pierwszy test broni jądrowej (Nevada, USA). Bomby atomowe zostały zrzucone na japońskie miasta Hiroszimę (6 sierpnia) i Nagasaki (9 sierpnia).

1946− Pod przewodnictwem I.V. Kurczatow, pierwszy reaktor w Europie został uruchomiony.

1954− Uruchomiono pierwszą na świecie elektrownię jądrową (Obnińsk, ZSRR).

Rozszczepienia jądrowego.Od 1934 roku E. Fermi zaczął używać neutronów do bombardowania atomów. Od tego czasu liczba stabilnych lub radioaktywnych jąder uzyskanych w wyniku sztucznej transformacji wzrosła do kilkuset, a prawie wszystkie miejsca w układzie okresowym zostały wypełnione izotopami.
Atomy powstające we wszystkich tych reakcjach jądrowych zajmowały to samo miejsce w układzie okresowym pierwiastków, co atom bombardowany lub miejsca sąsiednie. Dlatego dowód Hahna i Strassmanna z 1938 roku na to, że kiedy neutrony bombardują ostatni element układu okresowego−uran−rozpad na pierwiastki znajdujące się w środkowych częściach układu okresowego. Występują tu różne rodzaje rozpadu. Powstające atomy są w większości niestabilne i natychmiast dalej się rozpadają; niektóre mają okresy półtrwania mierzone w sekundach, więc Hahn musiał użyć analitycznej metody Curie, aby przedłużyć tak szybki proces. Należy zauważyć, że pierwiastki przed uranu, protaktynem i torem również wykazują podobny rozpad pod działaniem neutronów, chociaż do rozpoczęcia rozpadu wymagana jest wyższa energia neutronów niż w przypadku uranu. Wraz z tym w 1940 roku G. N. Flerov i K. A. Petrzhak odkryli spontaniczne rozszczepienie jądra uranu o najdłuższym znanym dotychczas okresie półtrwania: około 2· 10 15 lat; fakt ten staje się jasny dzięki uwalnianym w tym procesie neutronom. Można więc było zrozumieć, dlaczego „naturalny” układ okresowy kończy się na trzech nazwanych pierwiastkach. Pierwiastki transuranowe są już znane, ale są tak niestabilne, że szybko się rozkładają.
Rozszczepienie uranu za pomocą neutronów umożliwia teraz wykorzystanie energii atomowej, którą wielu już wyobrażało sobie jako „sen Juliusza Verne'a”.

M. Laue, Historia fizyki

1939 O. Hahn i F. Strassmann, napromieniając sole uranu neutronami termicznymi, odkryli wśród produktów reakcji bar (Z = 56)

Otto Gunn (1879 – 1968)

Rozszczepienie jądrowe to rozszczepienie jądra na dwa (rzadko trzy) jądra o podobnych masach, które nazywane są fragmentami rozszczepienia. Podczas rozszczepienia powstają również inne cząstki - neutrony, elektrony, cząstki α. W wyniku rozszczepienia uwalniana jest energia ~200 MeV. Rozszczepienie może być spontaniczne lub wymuszone pod działaniem innych cząstek, najczęściej neutronów.
Charakterystyczną cechą rozszczepienia jest to, że fragmenty rozszczepienia z reguły różnią się znacznie masą, tj. dominuje rozszczepienie asymetryczne. Tak więc w przypadku najbardziej prawdopodobnego rozszczepienia izotopu uranu 236 U stosunek masy fragmentów wynosi 1,46. Ciężki fragment ma liczbę masową 139 (ksenon), a lekki fragment ma liczbę masową 95 (stront). Uwzględniając emisję dwóch szybkich neutronów, rozważana reakcja rozszczepienia ma postać

Nagroda Nobla w dziedzinie chemii
1944 - O. Gan.
Za odkrycie reakcji rozszczepienia jąder uranu przez neutrony.

Odłamki rozszczepienia

Zależność średnich mas lekkich i ciężkich grup fragmentów od masy jądra rozszczepialnego.

Odkrycie rozszczepienia jądrowego. 1939

Przyjechałem do Szwecji, gdzie Lise Meitner cierpiała na samotność i jako oddany siostrzeniec postanowiłem odwiedzić ją na Boże Narodzenie. Mieszkała w małym hotelu Kungälv niedaleko Göteborga. Złapałem ją na śniadaniu. Zastanowiła się nad listem, który właśnie otrzymała od Hana. Byłem bardzo sceptycznie nastawiony do treści listu, który donosił o powstawaniu baru przez napromieniowanie uranu neutronami. Jednak przyciągnęła ją ta okazja. Szliśmy po śniegu, ona szła, ja jeździłem na nartach (powiedziała, że ​​da radę nie zostawać za mną i to udowodniła). Pod koniec spaceru byliśmy już w stanie sformułować pewne wnioski; jądro się nie rozszczepiło, a kawałki z niego nie odleciały, ale był to proces, który przypominał raczej model kropli jądra Bohra; jak kropla jądro może się wydłużać i dzielić. Następnie zbadałem, w jaki sposób ładunek elektryczny nukleonów zmniejsza napięcie powierzchniowe, które, jak udało mi się ustalić, spada do zera przy Z = 100 i być może jest bardzo małe dla uranu. Lise Meitner była zaangażowana w określenie energii uwalnianej podczas każdego rozpadu z powodu defektu masy. Miała bardzo jasne wyobrażenie o krzywej wady masy. Okazało się, że w wyniku odpychania elektrostatycznego elementy rozszczepienia uzyskiwałyby energię około 200 MeV, a to właśnie odpowiadało energii związanej z defektem masy. W związku z tym proces mógł przebiegać czysto klasycznie, bez koncepcji przejścia przez potencjalną barierę, która oczywiście okazałaby się tutaj bezużyteczna.
Spędziliśmy razem dwa lub trzy dni podczas Świąt Bożego Narodzenia. Potem wróciłem do Kopenhagi i ledwo zdążyłem opowiedzieć Bohrowi o naszym pomyśle w chwili, gdy już wsiadał na parowiec do USA. Pamiętam, jak klepnął się w czoło, gdy tylko zacząłem mówić i wykrzyknął: „Och, jakimi byliśmy głupcami! Powinniśmy byli to zauważyć wcześniej”. Ale on nie zauważył i nikt nie zauważył.
Lise Meitner i ja napisaliśmy artykuł. Jednocześnie utrzymywaliśmy stały kontakt telefoniczny międzymiastowy Kopenhaga - Sztokholm.

O. Frisch, Pamiętniki. UFN. 1968. T. 96, nr 4, s. 697.

Spontaniczne rozszczepienie jądrowe

W eksperymentach opisanych poniżej zastosowaliśmy metodę zaproponowaną po raz pierwszy przez Frischa do rejestrowania procesów rozszczepienia jądra. Komora jonizacyjna z płytami pokrytymi warstwą tlenku uranu połączona jest ze wzmacniaczem liniowym dostrojonym w taki sposób, że cząstki α emitowane z uranu nie są rejestrowane przez system; impulsy z fragmentów, które są znacznie większe niż impulsy z cząstek α, odblokowują wyjściowy tyratron i są uważane za przekaźnik mechaniczny.
Komora jonizacyjna została specjalnie zaprojektowana w postaci wielowarstwowego płaskiego kondensatora o łącznej powierzchni 15 płytek po 1000 cm. 2 .
W pierwszych eksperymentach ze wzmacniaczem dostrojonym do zliczania fragmentów można było zaobserwować spontaniczne (przy braku źródła neutronów) impulsy na przekaźniku i oscyloskopie. Liczba tych impulsów była niewielka (6 na 1 godzinę) i jest więc całkiem zrozumiałe, że tego zjawiska nie można było zaobserwować w aparatach zwykłego typu ...
Mamy tendencję do myślenia, że obserwowany efekt należy przypisać fragmentom powstałym w wyniku spontanicznego rozszczepienia uranu…

Spontaniczne rozszczepienie należy przypisać jednemu z niewzbudzonych izotopów U z okresami półtrwania uzyskanymi na podstawie oceny naszych wyników:

U 238 – 10 16 ~ 10 17 lat,
U 235 – 10 14 ~ 10 15 lat,
U 234 – 10 12 ~ 10 13 lat.

Rozpad izotopów 238 U

Spontaniczne rozszczepienie jądrowe

Okresy półtrwania spontanicznie rozszczepialnych izotopów Z = 92 - 100

Pierwszy eksperymentalny system z siecią uranowo-grafitową został zbudowany w 1941 roku pod kierunkiem E. Fermiego. Był to sześcian grafitowy z żebrem o długości 2,5 m, zawierający około 7 ton tlenku uranu zamkniętego w żelaznych naczyniach, które umieszczono w sześcianie w równych odległościach od siebie. Źródło neutronów RaBe umieszczono na dnie sieci uranowo-grafitowej. Mnożnik w takim systemie wyniósł ≈0,7. Tlenek uranu zawierał od 2 do 5% zanieczyszczeń. Dalsze wysiłki skierowano na uzyskanie czystszych materiałów i do maja 1942 r. otrzymano tlenek uranu, w którym zanieczyszczenie było mniejsze niż 1%. Aby zapewnić reakcję łańcuchową rozszczepienia, konieczne było użycie dużej ilości grafitu i uranu - rzędu kilku ton. Zanieczyszczenia miały być mniejsze niż kilka części na milion. Reaktor, zmontowany pod koniec 1942 roku przez Fermiego na Uniwersytecie w Chicago, miał kształt niekompletnej sferoidy odciętej od góry. Zawierała 40 ton uranu i 385 ton grafitu. Wieczorem 2 grudnia 1942 r., po wyjęciu prętów pochłaniających neutrony, odkryto, że wewnątrz reaktora zachodzi reakcja łańcuchowa. Zmierzony współczynnik wyniósł 1,0006. Początkowo reaktor pracował z mocą 0,5 W. Do 12 grudnia jego moc wzrosła do 200 watów. Następnie reaktor przeniesiono w bezpieczniejsze miejsce, a jego moc zwiększono do kilku kW. W tym przypadku reaktor zużywał 0,002 g uranu-235 dziennie.

Pierwszy reaktor jądrowy w ZSRR

Budynek pierwszego badawczego reaktora jądrowego F-1 w ZSRR był gotowy do czerwca 1946 roku.
Po przeprowadzeniu wszystkich niezbędnych eksperymentów opracowano system sterowania i ochrony reaktora, ustalono wymiary reaktora, przeprowadzono wszystkie niezbędne eksperymenty na modelach reaktorów, określono gęstość neutronów na kilku modelach, uzyskano bloki grafitu (tzw. czystość jądrowa) i (po kontroli neutronowo-fizycznej) bloków uranu, w listopadzie 1946 r. rozpoczęto budowę reaktora F-1.
Całkowity promień reaktora wynosił 3,8 m. Wymagał on 400 ton grafitu i 45 ton uranu. Reaktor składano warstwami, a 25 grudnia 1946 roku o godz. 15.00 złożono ostatnią, 62. warstwę. Po wydobyciu tak zwanych prętów awaryjnych pręt kontrolny został podniesiony, zaczęto liczyć gęstość neutronów, a o godzinie 18:00 25 grudnia 1946 r. Ożył pierwszy reaktor w ZSRR. Było to ekscytujące zwycięstwo naukowców - twórców reaktora jądrowego i całego narodu radzieckiego. Półtora roku później, 10 czerwca 1948 r., reaktor przemysłowy z wodą w kanałach osiągnął stan krytyczny i wkrótce rozpoczął przemysłową produkcję nowego rodzaju paliwa jądrowego - plutonu.

Uwolnienie energii podczas rozszczepienia jądrowego. Podobnie jak w innych reakcjach jądrowych, energia uwalniana podczas rozszczepienia jest równoważna różnicy mas oddziałujących cząstek i produktów końcowych. Ponieważ energia wiązania nukleonu w uranie i energia wiązania jednego nukleonu we fragmentach, podczas rozszczepienia uranu energia musi zostać uwolniona

Tak więc podczas rozszczepienia jądra uwalniana jest ogromna energia, przytłaczająca jej część jest uwalniana w postaci energii kinetycznej fragmentów rozszczepienia.

Masowa dystrybucja produktów rozszczepienia. Jądro uranu w większości przypadków jest podzielone asymetrycznie. Dwa fragmenty jądrowe mają odpowiednio różne prędkości i różne masy.

Fragmenty dzielą się na dwie grupy według ich masy; jeden przy kryptonie drugi przy ksenonie Masy odłamków są ze sobą przeciętnie powiązane jak Z zasad zachowania energii i pędu można wywnioskować, że energie kinetyczne odłamków powinny być odwrotnie proporcjonalne do ich mas :

Krzywa plastyczności produktu rozszczepienia jest symetryczna względem pionowej linii prostej przechodzącej przez punkt, a znaczna szerokość maksimów wskazuje na zróżnicowanie dróg rozszczepienia.

Ryż. 82. Masowa dystrybucja produktów rozszczepienia uranu

Wymienione cechy odnoszą się głównie do rozszczepienia pod działaniem neutronów termicznych; w przypadku rozszczepienia pod działaniem neutronów o energii kilku lub większej, jądro rozpada się na dwa bardziej symetryczne masowo fragmenty.

Właściwości produktów rozszczepienia. Podczas rozszczepienia atomu uranu, bardzo wiele elektronów z powłoki zostaje utraconych, a fragmenty rozszczepienia są w przybliżeniu -krotnie zjonizowanymi jonami dodatnimi, które przechodząc przez substancję silnie jonizują atomy. Dlatego ścieżki odłamków w powietrzu są małe i bliskie 2 cm.

Łatwo ustalić, że fragmenty powstałe podczas rozszczepienia muszą być radioaktywne, podatne na emisję neutronów. Rzeczywiście, dla stabilnych jąder stosunek liczby neutronów i protonów zmienia się w zależności od A w następujący sposób:

(patrz skan)

Jądra wytwarzane przez rozszczepienie leżą pośrodku stołu i dlatego zawierają więcej neutronów, niż jest to dopuszczalne dla ich stabilności. Można je uwolnić od nadmiaru neutronów zarówno przez rozpad, jak i bezpośrednio emitując neutrony.

opóźnione neutrony. W jednym z możliwych wariantów rozszczepienia powstaje radioaktywny brom. Na ryc. 83 przedstawia schemat jego rozpadu, na końcu którego znajdują się stabilne izotopy

Interesującą cechą tego łańcucha jest to, że krypton może zostać uwolniony z nadmiaru neutronu albo z powodu rozpadu -, albo jeśli powstał w stanie wzbudzonym w wyniku bezpośredniej emisji neutronu. Te neutrony pojawiają się 56 sekund po rozszczepieniu (czas życia zależy od przejścia do stanu wzbudzonego, chociaż sam emituje neutrony niemal natychmiast.

Ryż. 83. Schemat rozpadu radioaktywnego bromu powstałego w stanie wzbudzonym podczas rozszczepienia uranu

Nazywane są opóźnionymi neutronami. Z biegiem czasu intensywność opóźnionych neutronów maleje wykładniczo, jak w normalnym rozpadzie radioaktywnym.

Energia tych neutronów jest równa energii wzbudzenia jądra. Chociaż stanowią one tylko 0,75% wszystkich neutronów emitowanych podczas rozszczepienia, opóźnione neutrony odgrywają ważną rolę w realizacji reakcji łańcuchowej.

Szybkie neutrony. Ponad 99% neutronów jest uwalnianych w niezwykle krótkim czasie; nazywane są szybkimi neutronami.

Podczas badania procesu rozszczepienia pojawia się fundamentalne pytanie, ile neutronów powstaje w jednym rozszczepieniu; to pytanie jest ważne, ponieważ jeśli ich liczba jest średnio duża, można je wykorzystać do podziału kolejnych jąder, czyli możliwe staje się stworzenie reakcji łańcuchowej. Nad rozwiązaniem tej kwestii w latach 1939-1940. pracował w prawie wszystkich głównych laboratoriach jądrowych na świecie.

Ryż. 84. Widmo energetyczne neutronów otrzymanych z rozszczepienia uranu-235

Dystrybucja energii rozszczepienia. Bezpośredni pomiar energii odłamków i energii unoszonej przez inne produkty rozszczepienia dał następujący przybliżony rozkład energii

Następuje rozszczepienie jąder uranu w następujący sposób: najpierw neutron uderza w jądro, jak kula w jabłko. W przypadku jabłka kula zrobiła w nim dziurę lub rozsadziła je na kawałki. Kiedy neutron wchodzi do jądra, jest wychwytywany przez siły jądrowe. Wiadomo, że neutron jest obojętny, więc nie jest odpychany przez siły elektrostatyczne.

Jak zachodzi rozszczepienie uranu?

Tak więc, dostając się do składu jądra, neutron zaburza równowagę, a jądro jest wzbudzone. Rozciąga się na boki jak hantle lub znak nieskończoności: ∞ . Jak wiadomo, siły jądrowe działają na odległość proporcjonalną do wielkości cząstek. Kiedy jądro jest rozciągnięte, działanie sił jądrowych staje się nieistotne dla skrajnych cząstek „hantle”, podczas gdy siły elektryczne działają bardzo silnie na takiej odległości, a jądro po prostu rozpada się na dwie części. W tym przypadku emitowane są również dwa lub trzy neutrony.

Fragmenty jądra i uwolnione neutrony rozpraszają się z dużą prędkością w różnych kierunkach. Fragmenty są dość szybko spowalniane przez otoczenie, ale ich energia kinetyczna jest ogromna. Zamieniana jest na energię wewnętrzną medium, które się nagrzewa. W tym przypadku ilość uwolnionej energii jest ogromna. Energia uzyskana z całkowitego rozszczepienia jednego grama uranu jest w przybliżeniu równa energii uzyskanej ze spalenia 2,5 tony ropy.

Reakcja łańcuchowa rozszczepienia kilku jąder

Rozważaliśmy rozszczepienie jednego jądra uranu. Podczas rozszczepienia uwolniono kilka (najczęściej dwa lub trzy) neutrony. Rozpadają się na boki z dużą prędkością i mogą łatwo wpaść w jądra innych atomów, powodując w nich reakcję rozszczepienia. To jest reakcja łańcuchowa.

Oznacza to, że neutrony uzyskane w wyniku rozszczepienia jądra wzbudzają i wymuszają rozszczepienie innych jąder, które z kolei emitują neutrony, które nadal stymulują dalsze rozszczepienie. I tak dalej, aż nastąpi rozszczepienie wszystkich jąder uranu w bezpośrednim sąsiedztwie.

W takim przypadku może wystąpić reakcja łańcuchowa jak lawina, na przykład w przypadku wybuchu bomby atomowej. Liczba rozszczepień jądrowych wzrasta wykładniczo w krótkim czasie. Może jednak wystąpić reakcja łańcuchowa z tłumieniem.

Faktem jest, że nie wszystkie neutrony napotykają na swojej drodze jądra, które indukują do rozszczepienia. Jak pamiętamy, wewnątrz substancji główną objętość zajmuje pustka pomiędzy cząstkami. Dlatego niektóre neutrony przelatują przez całą materię, nie zderzając się z niczym po drodze. A jeśli liczba rozszczepień jądrowych zmniejsza się z czasem, reakcja stopniowo zanika.

Reakcje jądrowe i masa krytyczna uranu

Od czego zależy rodzaj reakcji? Z masy uranu. Im większa masa, tym więcej cząstek napotka na swojej drodze latający neutron i ma większe szanse na dostanie się do jądra. Dlatego rozróżnia się „masę krytyczną” uranu - jest to taka minimalna masa, przy której możliwa jest reakcja łańcuchowa.

Liczba wyprodukowanych neutronów będzie równa liczbie neutronów, które wyleciały. Reakcja będzie przebiegać w przybliżeniu z taką samą szybkością, aż zostanie wytworzona cała objętość substancji. Jest to stosowane w praktyce w elektrowniach jądrowych i nazywane jest kontrolowaną reakcją jądrową.

Treść artykułu

ROZSZCZEPIENIA JĄDROWEGO, reakcja jądrowa, w której jądro atomowe, bombardowane neutronami, dzieli się na dwa lub więcej fragmentów. Całkowita masa fragmentów jest zwykle mniejsza niż suma mas jądra początkowego i bombardującego neutronu. „Zaginiona Msza” m zamienia się w energię mi według wzoru Einsteina mi = mc 2 , gdzie c to prędkość światła. Ponieważ prędkość światła jest bardzo duża (299 792 458 m/s), mała masa odpowiada ogromnej ilości energii. Ta energia może zostać zamieniona na energię elektryczną.

Energia uwalniana podczas rozszczepienia jądrowego jest przekształcana w ciepło, gdy fragmenty rozszczepienia zwalniają. Szybkość uwalniania ciepła zależy od liczby rozszczepień jąder w jednostce czasu. Gdy w krótkim czasie następuje rozszczepienie dużej liczby jąder w małej objętości, reakcja ma charakter wybuchu. To jest zasada bomby atomowej. Jeśli z drugiej strony stosunkowo niewielka liczba rozszczepionych jąder w dużej objętości przez dłuższy czas, to wynikiem będzie uwolnienie ciepła, które można wykorzystać. Na tym opierają się elektrownie jądrowe. W elektrowniach jądrowych ciepło uwalniane w reaktorach jądrowych w wyniku rozszczepienia jądrowego jest wykorzystywane do wytwarzania pary, która jest podawana do turbin obracających generatory elektryczne.

Do praktycznego wykorzystania procesów rozszczepienia najbardziej odpowiednie są uran i pluton. Posiadają izotopy (atomy danego pierwiastka o różnych liczbach masowych), które rozszczepiają się, gdy pochłaniają neutrony, nawet przy bardzo niskich energiach.

Kluczem do praktycznego wykorzystania energii rozszczepienia był fakt, że niektóre pierwiastki w procesie rozszczepiania emitują neutrony. Chociaż jeden neutron jest absorbowany podczas rozszczepienia jądrowego, strata ta jest rekompensowana przez produkcję nowych neutronów podczas rozszczepienia. Jeśli urządzenie, w którym następuje rozszczepienie, ma wystarczająco dużą („krytyczną”) masę, wówczas „reakcję łańcuchową” można utrzymać dzięki nowym neutronom. Reakcja łańcuchowa może być kontrolowana przez dostosowanie liczby neutronów, które mogą powodować rozszczepienie. Jeśli jest większa niż jeden, to intensywność podziału wzrasta, a jeśli jest mniejsza niż jeden, maleje.

ODNIESIENIE DO HISTORII

Historia odkrycia rozszczepienia jądrowego pochodzi z prac A. Becquerela (1852–1908). Badając w 1896 r. fosforescencję różnych materiałów, odkrył, że minerały zawierające uran spontanicznie emitują promieniowanie, które powoduje zaczernienie kliszy fotograficznej, nawet jeśli nieprzezroczyste ciało stałe zostanie umieszczone między minerałem a płytą. Różni eksperymentatorzy ustalili, że promieniowanie to składa się z cząstek alfa (jąder helu), cząstek beta (elektronów) i promieni gamma (twardego promieniowania elektromagnetycznego).

Pierwszą transformację jąder, sztucznie indukowaną przez człowieka, przeprowadził w 1919 r. E. Rutherford, który przekształcił azot w tlen przez napromieniowanie azotu cząstkami alfa uranu. Reakcji tej towarzyszyła absorpcja energii, gdyż masa jej produktów – tlenu i wodoru – przekracza masę wchodzących w reakcję cząstek – cząstek azotu i alfa. Uwolnienie energii jądrowej zostało po raz pierwszy osiągnięte w 1932 roku przez J. Cockcrofta i E. Waltona, którzy bombardowali lit protonami. W tej reakcji masa jąder wchodzących w reakcję była nieco większa niż masa produktów, w wyniku czego uwalniana była energia.

W 1932 J. Chadwick odkrył neutron - obojętną cząstkę o masie w przybliżeniu równej masie jądra atomu wodoru. Fizycy na całym świecie zaczęli badać właściwości tej cząstki. Założono, że neutron pozbawiony ładunku elektrycznego i nieodpychany przez dodatnio naładowane jądro z większym prawdopodobieństwem wywoła reakcje jądrowe. Nowsze wyniki potwierdziły to przypuszczenie. W Rzymie E. Fermi i jego współpracownicy poddali prawie wszystkie elementy układu okresowego napromieniowaniu neutronami i obserwowali reakcje jądrowe z powstawaniem nowych izotopów. Dowodem powstawania nowych izotopów była „sztuczna” radioaktywność w postaci promieniowania gamma i beta.

Pierwsze oznaki możliwości rozszczepienia jądrowego.

Fermiemu przypisuje się odkrycie wielu znanych obecnie reakcji neutronowych. W szczególności próbował uzyskać pierwiastek o liczbie atomowej 93 (neptun) bombardując uran (pierwiastek o liczbie atomowej 92) neutronami. Jednocześnie zarejestrował elektrony emitowane w wyniku wychwytywania neutronów w proponowanej reakcji

238 U + 1 n ® 239 Np + b–,

gdzie 238 U to izotop uranu-238, 1 n to neutron, 239 Np to neptun, a b- - elektron. Jednak wyniki były mieszane. Aby wykluczyć możliwość przynależności zarejestrowanej promieniotwórczości do izotopów uranu lub innych pierwiastków znajdujących się w układzie okresowym przed uranem, konieczne było przeprowadzenie analizy chemicznej pierwiastków promieniotwórczych.

Wyniki analizy wykazały, że nieznane pierwiastki odpowiadają numerom seryjnym 93, 94, 95 i 96. Fermi doszedł więc do wniosku, że otrzymał pierwiastki transuranowe. Jednak O. Hahn i F. Strassman w Niemczech, po przeprowadzeniu dokładnej analizy chemicznej, stwierdzili, że wśród pierwiastków powstałych w wyniku napromieniowania uranu neutronami znajduje się radioaktywny bar. Oznaczało to prawdopodobnie, że część jąder uranu jest podzielona na dwa duże fragmenty.

Potwierdzenie podziału.

Następnie Fermi, J. Dunning i J. Pegram z Columbia University przeprowadzili eksperymenty, które wykazały, że rozszczepienie jądrowe rzeczywiście ma miejsce. Rozszczepienie uranu przez neutrony potwierdzono metodami liczników proporcjonalnych, komory mgłowej i akumulacji fragmentów rozszczepienia. Pierwsza metoda wykazała, że ​​impulsy o wysokiej energii są emitowane, gdy źródło neutronów zbliża się do próbki uranu. W komorze mgłowej zaobserwowano, że jądro uranu, bombardowane przez neutrony, dzieli się na dwa fragmenty. Ta ostatnia metoda pozwoliła ustalić, że zgodnie z przewidywaniami teorii fragmenty są radioaktywne. Wszystko to razem wzięte przekonująco dowiodło, że rozszczepienie naprawdę zachodzi, i pozwoliło z pewnością ocenić energię uwalnianą podczas rozszczepienia.

Ponieważ dopuszczalny stosunek liczby neutronów do liczby protonów w stabilnych jądrach maleje wraz ze zmniejszaniem się rozmiaru jądra, udział neutronów we fragmentach musi być mniejszy niż w pierwotnym jądrze uranu. Tak więc istniały wszelkie powody, by sądzić, że procesowi rozszczepienia towarzyszy emisja neutronów. Zostało to wkrótce potwierdzone eksperymentalnie przez F. Joliot-Curie i jego współpracowników: liczba neutronów emitowanych w procesie rozszczepienia była większa niż liczba neutronów zaabsorbowanych. Okazało się, że na jeden zaabsorbowany neutron przypada około dwóch i pół nowych neutronów. Natychmiast stała się oczywista możliwość reakcji łańcuchowej i perspektywy stworzenia wyjątkowo potężnego źródła energii i wykorzystania go do celów militarnych. Następnie w wielu krajach (zwłaszcza w Niemczech i USA) rozpoczęto prace nad stworzeniem bomby atomowej w warunkach głębokiej tajemnicy.

Rozwój wydarzeń w czasie II wojny światowej.

W latach 1940-1945 kierunek rozwoju wyznaczały względy militarne. W 1941 roku uzyskano niewielkie ilości plutonu i ustalono szereg parametrów jądrowych uranu i plutonu. W Stanach Zjednoczonych najważniejsze przedsiębiorstwa produkcyjne i badawcze niezbędne do tego znajdowały się pod jurysdykcją „Manhattan Military Engineering District”, do którego „Projekt Uranowy” został przeniesiony 13 sierpnia 1942 r. Na Columbia University (Nowy Jork) grupa pracowników kierowana przez E. Fermiego i V. Zinna przeprowadziła pierwsze eksperymenty, w których badano powielanie neutronów w sieci bloków dwutlenku uranu i grafitu - atomowym „bojlerze”. W styczniu 1942 roku praca ta została przeniesiona na Uniwersytet w Chicago, gdzie w lipcu 1942 roku uzyskano wyniki wskazujące na możliwość samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej. Początkowo reaktor pracował z mocą 0,5 W, ale po 10 dniach moc wzrosła do 200 W. Możliwość uzyskania dużej ilości energii jądrowej została po raz pierwszy zademonstrowana 16 lipca 1945 roku, kiedy na poligonie Alamogordo (Nowy Meksyk) zdetonowano pierwszą bombę atomową.

REAKTOR NUKLEARNY

Reaktor jądrowy to instalacja, w której możliwe jest przeprowadzenie kontrolowanej, samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej rozszczepienia jądrowego. Reaktory można sklasyfikować według stosowanego paliwa (izotopy rozszczepialne i surowe), według rodzaju moderatora, rodzaju elementów paliwowych i rodzaju chłodziwa.

izotopy rozszczepialne.

Istnieją trzy izotopy rozszczepialne - uran-235, pluton-239 i uran-233. Uran-235 jest produkowany przez separację izotopów; pluton-239 - w reaktorach, w których uran-238 jest przekształcany w pluton, 238 U® 239 U® 239 Np® 239 Pu; uran-233 - w reaktorach, w których tor-232 jest przetwarzany na uran. Paliwo jądrowe do reaktora energetycznego dobierane jest na podstawie jego właściwości jądrowych i chemicznych, a także kosztów.

Poniższa tabela przedstawia główne parametry izotopów rozszczepialnych. Całkowity przekrój charakteryzuje prawdopodobieństwo interakcji dowolnego typu między neutronem a danym jądrem. Przekrój rozszczepienia charakteryzuje prawdopodobieństwo rozszczepienia jądra przez neutron. Wydajność energetyczna na pochłonięty neutron zależy od tego, jaka część jąder nie bierze udziału w procesie rozszczepienia. Liczba neutronów emitowanych w jednym zdarzeniu rozszczepienia jest istotna z punktu widzenia utrzymania reakcji łańcuchowej. Liczba nowych neutronów przypadających na pochłonięty neutron jest ważna, ponieważ charakteryzuje intensywność rozszczepienia. Część opóźnionych neutronów wyemitowanych po rozszczepieniu jest związana z energią zmagazynowaną w materiale.

CHARAKTERYSTYKA IZOTOPÓW ROZszczepialnych

Dane z tabeli pokazują, że każdy izotop rozszczepialny ma swoje zalety. Na przykład w przypadku izotopu o największym przekroju dla neutronów termicznych (o energii 0,025 eV) do osiągnięcia masy krytycznej potrzeba mniej paliwa przy zastosowaniu moderatora neutronów. Ponieważ największa liczba neutronów na neutron zaabsorbowany występuje w reaktorze prędkim z plutonem (1 MeV), w trybie hodowlanym lepiej jest użyć plutonu w reaktorze prędkim lub uranu-233 w reaktorze termicznym niż uran-235 w reaktorze termicznym. Uran-235 jest bardziej preferowany pod względem łatwości kontroli, ponieważ ma większy udział opóźnionych neutronów.

Surowe izotopy.

Istnieją dwa surowe izotopy: tor-232 i uran-238, z których otrzymuje się rozszczepialne izotopy uran-233 i pluton-239. Technologia wykorzystania surowych izotopów zależy od różnych czynników, takich jak potrzeba wzbogacenia. Ruda uranu zawiera 0,7% uranu-235, natomiast ruda toru nie zawiera izotopów rozszczepialnych. Dlatego do toru należy dodać wzbogacony izotop rozszczepialny. Ważna jest również liczba nowych neutronów przypadających na neutron zaabsorbowany. Biorąc pod uwagę ten czynnik, konieczne jest preferowanie uranu-233 w przypadku neutronów termicznych (moderowanych do energii 0,025 eV), ponieważ w takich warunkach liczba emitowanych neutronów jest większa, a co za tym idzie konwersja czynnikiem jest liczba nowych jąder rozszczepialnych przypadająca na jedno „zużyte” jądro rozszczepialne.

Opóźniacze.

Moderator służy do redukcji energii neutronów emitowanych w procesie rozszczepienia z około 1 MeV do energii cieplnej około 0,025 eV. Ponieważ moderacja występuje głównie w wyniku elastycznego rozpraszania przez jądra atomów nierozszczepialnych, masa atomów moderatora musi być jak najmniejsza, aby neutron mógł przekazać im maksymalną energię. Ponadto atomy moderatora muszą mieć mały (w porównaniu do przekroju rozpraszania) przekrój wychwytywania, ponieważ neutron musi wielokrotnie zderzać się z atomami moderatora, zanim zostanie spowolniony do energii cieplnej.

Najlepszym moderatorem jest wodór, ponieważ jego masa jest prawie równa masie neutronu, a zatem neutron traci największą ilość energii podczas zderzenia z wodorem. Ale zwykły (lekki) wodór zbyt silnie absorbuje neutrony, dlatego deuter (ciężki wodór) i ciężka woda okazują się być bardziej odpowiednimi moderatorami, pomimo ich nieco większej masy, ponieważ absorbują neutrony mniej. Beryl można uznać za dobrego moderatora. Węgiel ma tak mały przekrój absorpcji neutronów, że skutecznie łagodzi neutrony, chociaż spowolnienie wymaga znacznie więcej zderzeń niż wodór.

Przeciętny N Zderzenia sprężyste wymagane do spowolnienia neutronu z 1 MeV do 0,025 eV przy użyciu wodoru, deuteru, berylu i węgla wynoszą odpowiednio około 18, 27, 36 i 135. Przybliżony charakter tych wartości wynika z faktu, że ze względu na obecność energii chemicznej wiązania w moderatorze zderzeń przy energiach poniżej 0,3 eV z trudem mogą być elastyczne. Przy niskich energiach sieć atomowa może przenosić energię na neutrony lub zmieniać masę efektywną w zderzeniu, naruszając w ten sposób proces hamowania.

Nośniki ciepła.

Chłodziwa stosowane w reaktorach jądrowych to woda, ciężka woda, ciekły sód, ciekły stop sodowo-potasowy (NaK), hel, dwutlenek węgla i ciecze organiczne, takie jak terfenyl. Substancje te są dobrymi nośnikami ciepła i mają niskie przekroje absorpcji neutronów.

Woda jest doskonałym moderatorem i chłodziwem, ale zbyt silnie pochłania neutrony i ma zbyt wysoką prężność pary (14 MPa) w temperaturze roboczej 336°C. Najbardziej znanym moderatorem jest ciężka woda. Jego właściwości są zbliżone do właściwości zwykłej wody, a przekrój absorpcji neutronów jest mniejszy. Sód jest doskonałym chłodziwem, ale nie jest skuteczny jako moderator neutronów. Dlatego jest stosowany w reaktorach neutronów prędkich, gdzie podczas rozszczepienia emitowanych jest więcej neutronów. To prawda, że ​​sód ma szereg wad: indukuje radioaktywność, ma niską pojemność cieplną, jest aktywny chemicznie i krzepnie w temperaturze pokojowej. Stop sodu i potasu ma podobne właściwości do sodu, ale pozostaje płynny w temperaturze pokojowej. Hel jest doskonałym chłodziwem, ale ma niską pojemność cieplną. Dwutlenek węgla jest dobrym chłodziwem i jest szeroko stosowany w reaktorach z moderacją grafitową. Terfenyl ma tę przewagę nad wodą, że ma niską prężność pary w temperaturze roboczej, ale rozkłada się i polimeryzuje pod wpływem wysokich temperatur i strumieni promieniowania, które są powszechne w reaktorach.

Elementy generujące ciepło.

Element paliwowy (FE) to rdzeń paliwowy z hermetyczną osłoną. Powłoka zapobiega wyciekowi produktów rozszczepienia i interakcji paliwa z chłodziwem. Materiał powłoki musi słabo absorbować neutrony i mieć akceptowalne właściwości mechaniczne, hydrauliczne i przewodzące ciepło. Elementy paliwowe to zazwyczaj pastylki ze spiekanego tlenku uranu w rurkach aluminiowych, cyrkonowych lub ze stali nierdzewnej; granulki ze stopów uranu z cyrkonem, molibdenem i aluminium pokryte cyrkonem lub aluminium (w przypadku stopu aluminium); tabletki grafitowe ze zdyspergowanym węglikiem uranu pokryte nieprzepuszczalnym grafitem.

Stosowane są wszystkie te elementy paliwowe, ale w przypadku reaktorów wodnych ciśnieniowych najkorzystniejsze są granulki tlenku uranu w rurach ze stali nierdzewnej. Dwutlenek uranu nie reaguje z wodą, ma wysoką odporność na promieniowanie i charakteryzuje się wysoką temperaturą topnienia.

Grafitowe ogniwa paliwowe wydają się być bardzo odpowiednie do wysokotemperaturowych reaktorów chłodzonych gazem, ale mają poważną wadę - gazowe produkty rozszczepienia mogą przenikać przez ich płaszcz z powodu dyfuzji lub wad grafitu.

Chłodziwa organiczne są niekompatybilne z prętami paliwowymi z cyrkonu i dlatego wymagają użycia stopów aluminium. Perspektywy dla reaktorów z organicznymi chłodziwami zależą od tego, czy powstaną stopy aluminium lub produkty metalurgii proszków, które będą miały wytrzymałość (w temperaturach roboczych) i przewodność cieplną niezbędną do zastosowania żeberek zwiększających przenoszenie ciepła do chłodziwa. Ponieważ wymiana ciepła między paliwem a organicznym chłodziwem ze względu na przewodnictwo cieplne jest niewielka, pożądane jest stosowanie wrzenia powierzchniowego w celu zwiększenia wymiany ciepła. Nowe problemy będą się wiązać z wrzeniem powierzchniowym, ale trzeba je rozwiązać, jeśli stosowanie organicznych płynów przenoszących ciepło okaże się korzystne.

TYPY REAKTORÓW

Teoretycznie możliwych jest ponad 100 różnych typów reaktorów, różniących się paliwem, moderatorem i chłodziwami. Większość konwencjonalnych reaktorów wykorzystuje jako chłodziwo wodę pod ciśnieniem lub wrzącą.

Ciśnieniowy reaktor wodny.

W takich reaktorach woda służy jako moderator i chłodziwo. Podgrzana woda pompowana jest pod ciśnieniem do wymiennika ciepła, gdzie ciepło przekazywane jest do wody obiegu wtórnego, w którym powstaje para wirująca turbiną.

Reaktor wrzący.

W takim reaktorze woda wrze bezpośrednio w rdzeniu reaktora, a powstała para wchodzi do turbiny. Większość reaktorów z wrzącą wodą również używa wody jako moderatora, ale czasami stosuje się moderator grafitowy.

Reaktor z chłodzeniem ciekłym metalem.

W takim reaktorze ciekły metal krążący w rurach służy do przenoszenia ciepła uwalnianego podczas rozszczepienia w reaktorze. Prawie wszystkie reaktory tego typu wykorzystują sód jako chłodziwo. Para generowana po drugiej stronie rur obiegu pierwotnego jest podawana do konwencjonalnej turbiny. W reaktorze chłodzonym ciekłym metalem można stosować neutrony o stosunkowo wysokiej energii (reaktor neutronów prędkich) lub neutrony moderowane w graficie lub tlenku berylu. Jako reaktory powielające, korzystniejsze są reaktory na neutrony prędkie chłodzone ciekłym metalem, ponieważ w tym przypadku nie ma strat neutronów związanych z umiarkowaniem.

reaktor chłodzony gazem.

W takim reaktorze ciepło uwalniane podczas procesu rozszczepienia przekazywane jest do wytwornicy pary za pomocą gazu - dwutlenku węgla lub helu. Moderatorem neutronów jest zwykle grafit. Reaktor chłodzony gazem może pracować w znacznie wyższych temperaturach niż reaktor chłodzony cieczą i dlatego nadaje się do przemysłowych systemów grzewczych i wysokosprawnych elektrowni. Małe reaktory chłodzone gazem charakteryzują się zwiększonym bezpieczeństwem pracy, w szczególności brakiem ryzyka stopienia reaktora.

reaktory jednorodne.

W rdzeniu reaktorów homogenicznych stosuje się jednorodną ciecz zawierającą rozszczepialny izotop uranu. Ciecz jest zwykle stopionym związkiem uranu. Jest pompowana do dużego sferycznego naczynia ciśnieniowego, gdzie w masie krytycznej zachodzi reakcja łańcuchowa rozszczepienia. Ciecz jest następnie podawana do generatora pary. Reaktory jednorodne nie zyskały popularności ze względu na trudności konstrukcyjne i technologiczne.

REAKTYWNOŚĆ I KONTROLA

Możliwość samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej w reaktorze jądrowym zależy od tego, ile neutronów wycieka z reaktora. Neutrony powstałe podczas rozszczepienia znikają w wyniku absorpcji. Ponadto wyciek neutronów jest możliwy dzięki dyfuzji przez materię, podobnie jak dyfuzja jednego gazu przez drugi.

Aby sterować reaktorem jądrowym, musisz być w stanie kontrolować mnożnik neutronów k, zdefiniowany jako stosunek liczby neutronów w jednym pokoleniu do liczby neutronów w poprzednim pokoleniu. Na k= 1 (reaktor krytyczny) zachodzi stacjonarna reakcja łańcuchowa o stałej intensywności. Na k> 1 (reaktor nadkrytyczny), intensywność procesu wzrasta, a przy k r = 1 – (1/ k) nazywa się reaktywnością.)

Ze względu na zjawisko opóźnionych neutronów czas „narodzin” neutronów wzrasta z 0,001 s do 0,1 s. Ten charakterystyczny czas reakcji umożliwia sterowanie nim za pomocą mechanicznych elementów wykonawczych - prętów sterujących wykonanych z materiału pochłaniającego neutrony (B, Cd, Hf, In, Eu, Gd itp.). Stała czasowa sterowania powinna być rzędu 0,1 s lub więcej. Aby zapewnić bezpieczeństwo, wybiera się taki tryb pracy reaktora, w którym potrzebne są opóźnione neutrony w każdej generacji, aby utrzymać stacjonarną reakcję łańcuchową.

Aby zapewnić określony poziom mocy, stosuje się pręty sterujące i reflektory neutronowe, ale zadanie sterowania można znacznie uprościć poprzez prawidłowe obliczenie reaktora. Na przykład, jeśli reaktor jest zaprojektowany tak, że wraz ze wzrostem mocy lub temperatury reaktywność maleje, to będzie on bardziej stabilny. Na przykład, jeśli opóźnienie jest niewystarczające, woda w reaktorze rozszerza się z powodu wzrostu temperatury, tj. zmniejsza się gęstość moderatora. W rezultacie zwiększa się absorpcja neutronów w uranie-238, ponieważ nie mają czasu na skuteczne spowolnienie. W niektórych reaktorach stosuje się czynnik zwiększający wyciek neutronów z reaktora z powodu zmniejszenia gęstości wody. Innym sposobem stabilizacji reaktora jest podgrzanie „rezonansowego absorbera neutronów”, takiego jak uran-238, który następnie silniej pochłania neutrony.

Systemy bezpieczeństwa.

Bezpieczeństwo reaktora zapewnia jeden lub drugi mechanizm wyłączania go w przypadku gwałtownego wzrostu mocy. Może to być mechanizm procesu fizycznego, działanie systemu kontroli i ochrony, lub jedno i drugie. Przy projektowaniu reaktorów chłodzonych wodą przewidziano sytuacje awaryjne, związane z dopływem zimnej wody do reaktora, spadkiem natężenia przepływu chłodziwa oraz zbyt dużą reaktywnością podczas rozruchu. Ponieważ intensywność reakcji wzrasta wraz ze spadkiem temperatury, przy gwałtownym dopływie zimnej wody do reaktora, wzrasta reaktywność i moc. System ochrony zwykle zapewnia automatyczną blokadę, aby zapobiec przedostawaniu się zimnej wody. Wraz ze spadkiem przepływu chłodziwa reaktor przegrzewa się, nawet jeśli jego moc nie wzrasta. W takich przypadkach konieczne jest automatyczne zatrzymanie. Ponadto pompy chłodziwa muszą być zwymiarowane tak, aby dostarczały chłodziwo potrzebne do wyłączenia reaktora. Sytuacja awaryjna może wystąpić podczas uruchamiania reaktora o zbyt dużej reaktywności. Ze względu na niski poziom mocy reaktor nie ma czasu na rozgrzanie się na tyle, aby zabezpieczenie temperaturowe zadziałało, dopóki nie będzie za późno. Jedynym niezawodnym środkiem w takich przypadkach jest ostrożne uruchomienie reaktora.

Unikanie tych sytuacji awaryjnych jest dość proste, jeśli zastosujesz się do następującej zasady: wszystkie działania, które mogą zwiększyć reaktywność systemu, muszą być wykonywane ostrożnie i powoli. Najważniejszą rzeczą w kwestii bezpieczeństwa reaktora jest bezwzględna konieczność długotrwałego chłodzenia rdzenia reaktora po zakończeniu w nim reakcji rozszczepienia. Faktem jest, że radioaktywne produkty rozszczepienia pozostające we wkładach paliwowych emitują ciepło. To znacznie mniej niż ciepło wydzielane w trybie pełnej mocy, ale wystarczy stopić elementy paliwowe przy braku niezbędnego chłodzenia. Krótka przerwa w dostawie wody chłodzącej doprowadziła do znacznego uszkodzenia rdzenia i awarii reaktora w Three Mile Island (USA). Zniszczenie rdzenia reaktora to minimalne uszkodzenie w przypadku takiej awarii. Gorzej, jeśli nastąpi wyciek niebezpiecznych radioaktywnych izotopów. Większość reaktorów przemysłowych jest wyposażona w hermetycznie zamknięte osłony bezpieczeństwa, które w razie awarii powinny zapobiegać uwalnianiu izotopów do środowiska.

Podsumowując, zauważamy, że możliwość zniszczenia reaktora w dużej mierze zależy od jego schematu i konstrukcji. Reaktory można zaprojektować w taki sposób, aby zmniejszenie natężenia przepływu chłodziwa nie prowadziło do dużych problemów. Są to różne typy reaktorów chłodzonych gazem.