Физика ядерного реактора

Эта статья включает в себя список общих ссылок , но он остается в значительной степени непроверенным, поскольку в нем отсутствует достаточное количество соответствующих встроенных ссылок . Пожалуйста, помогите улучшить эту статью, добавив более точные цитаты. ( Сентябрь 2008 г. ) ( Узнайте, как и когда удалить этот шаблон сообщения )

Физика ядерных реакторов - это область физики, которая изучает и занимается прикладными исследованиями и инженерными приложениями цепной реакции, чтобы вызвать контролируемую скорость деления в ядерном реакторе для производства энергии. ^[1] Большинство ядерных реакторов используют цепную реакцию, чтобы вызвать контролируемую скорость ядерного деления в делящемся материале, высвобождая как энергию, так и свободные нейтроны . Реактор состоит из сборки ядерного топлива ( активной зоны реактора ), обычно окруженной замедлителем нейтронов, таким как обычная вода , тяжелая вода., графит или гидрид циркония , и снабжены механизмами, такими как регулирующие стержни, которые контролируют скорость реакции.

В физике деления ядер есть несколько причуд, которые влияют на конструкцию и поведение ядерных реакторов. В этой статье представлен общий обзор физики ядерных реакторов и их поведения.

Критичность [ править ]

В ядерном реакторе количество нейтронов в любой момент является функцией скорости образования нейтронов (из-за процессов деления) и скорости потерь нейтронов (из-за механизмов поглощения без деления и утечки из системы). Когда нейтронная популяция реактора остается постоянной от поколения к поколению (создавая столько новых нейтронов, сколько теряется), цепная реакция деления является самоподдерживающейся, и состояние реактора называется «критическим». Когда производство нейтронов в реакторе превышает потери, характеризующиеся увеличением уровня мощности, он считается «сверхкритическим», а когда потери преобладают, он считается «докритическим» и демонстрирует уменьшающуюся мощность.

« Шестифакторная формула » - это уравнение баланса жизненного цикла нейтронов, которое включает шесть отдельных факторов, произведение которых равно отношению количества нейтронов в любом поколении к количеству нейтронов в предыдущем; этот параметр называется эффективным коэффициентом умножения k, также обозначаемым K _eff , где k = Є L _f ρ L _th f η, где Є = «коэффициент быстрого деления», L _f = «коэффициент быстрого отсутствия утечки», ρ = " вероятность выхода из резонанса ", L _th = "коэффициент термической герметичности", f= «коэффициент использования теплового топлива» и η = «коэффициент воспроизводства». Коэффициенты этого уравнения примерно в порядке возможного появления нейтрона, рожденного при делении, во время критической операции. Как уже упоминалось ранее, k = (Нейтроны, произведенные в одном поколении) / (Нейтроны, произведенные в предыдущем поколении). Другими словами, когда реактор критический, k = 1; когда реактор докритический, k <1; а когда реактор сверхкритический, k> 1.

Реактивность - это выражение отхода от критичности. δk = (k - 1) / k. Когда реактор критический, δk = 0. Когда реактор подкритический, δk <0. Когда реактор сверхкритический, δk> 0. Реакционная способность также обозначается строчной греческой буквой ро ( ρ ). Реакционная способность обычно выражается в десятичных долях или процентах или pcm (милл процентах) от Δk / k. Когда реактивность ρ выражается в единицах доли запаздывающих нейтронов β, эта единица называется долларом .

Если мы напишем N для количества свободных нейтронов в активной зоне реактора и для среднего времени жизни каждого нейтрона (до того, как он либо выйдет из активной зоны, либо будет поглощен ядром), то реактор будет следовать дифференциальному уравнению ( эволюция уравнение )${\ Displaystyle \ тау}$

${\displaystyle {\frac {dN}{dt}}={\frac {\alpha N}{\tau }}}$

где - коэффициент пропорциональности, а - скорость изменения числа нейтронов в активной зоне. Этот тип дифференциального уравнения описывает экспоненциальный рост или экспоненциальный распад , в зависимости от знака константы , который представляет собой просто ожидаемое количество нейтронов по истечении одного среднего времени жизни нейтрона:${\displaystyle \alpha }$${\displaystyle dN/dt}$${\displaystyle \alpha }$

${\displaystyle \alpha =P_{impact}P_{fission}n_{avg}-P_{absorb}-P_{escape}}$

Здесь - вероятность того, что конкретный нейтрон ударится о топливное ядро, - это вероятность того, что нейтрон, ударившись о топливо, вызовет деление этого ядра, - это вероятность того, что он будет поглощен чем-то другим, кроме топлива, и это вероятность того, что он «ускользнет», полностью покинув ядро. - это количество нейтронов, в среднем производимых в результате деления, - оно составляет от 2 до 3 как для ²³⁵ U, так и для ²³⁹ Pu.${\displaystyle P_{impact}}$${\displaystyle P_{fission}}$${\displaystyle P_{absorb}}$${\displaystyle P_{escape}}$${\displaystyle n_{avg}}$

Если положительный, то активная зона является сверхкритической, и скорость образования нейтронов будет расти экспоненциально, пока какой-либо другой эффект не остановит рост. Если отрицательно, то активная зона является «докритической», и количество свободных нейтронов в активной зоне будет экспоненциально сокращаться, пока не достигнет нулевого равновесия (или фонового уровня от спонтанного деления). Если равно нулю, то реактор критический и его мощность не меняется во времени ( сверху). ${\displaystyle \alpha }$${\displaystyle \alpha }$${\displaystyle \alpha }$${\displaystyle dN/dt=0}$

Ядерные реакторы предназначены для уменьшения и . Небольшие компактные конструкции снижают вероятность прямой утечки за счет минимизации площади поверхности активной зоны, а некоторые материалы (например, графит ) могут отражать часть нейтронов обратно в активную зону , что еще больше снижает их . ${\displaystyle P_{escape}}$${\displaystyle P_{absorb}}$${\displaystyle P_{escape}}$

Вероятность деления зависит от ядерной физики топлива и часто выражается в виде поперечного сечения . Реакторы обычно регулируются регулировкой . Управляющие стержни, сделанные из материала, сильно поглощающего нейтроны, такого как кадмий или бор, могут быть вставлены в активную зону: любой нейтрон, который случайно попадает в регулирующий стержень, теряется в цепной реакции, уменьшаясь . также контролируется недавней историей самой активной зоны реактора ( см. ниже ).${\displaystyle P_{fission}}$${\displaystyle P_{absorb}}$${\displaystyle \alpha }$${\displaystyle P_{absorb}}$

Начальные источники [ править ]

Тот факт, что сборка является сверхкритической, еще не гарантирует, что она вообще содержит свободные нейтроны. По крайней мере, один нейтрон необходим, чтобы «поразить» цепную реакцию, и если скорость спонтанного деления достаточно мала, может пройти много времени (в реакторах ²³⁵ U до нескольких минут), прежде чем случайное столкновение нейтрона запустит цепную реакцию. даже если реактор сверхкритический. Большинство ядерных реакторов включают в себя «стартовый» источник нейтронов, который гарантирует, что в активной зоне реактора всегда будет несколько свободных нейтронов, так что цепная реакция начнется немедленно, когда активная зона станет критической. Обычный тип пускового источника нейтронов представляет собой смесь эмиттера альфа-частиц, такого как ²⁴¹Am ( америций-241 ) с легким изотопом, таким как ⁹ Be ( бериллий-9 ).

Описанные выше первичные источники должны использоваться со свежими активными зонами реактора. Для действующих реакторов используются вторичные источники; чаще всего сочетание сурьмы с бериллием . Сурьма активируется в реакторе и производит гамма-фотоны высокой энергии , которые производят фотонейтроны из бериллия.

Уран-235 подвергается небольшой скорости естественного спонтанного деления, поэтому всегда есть нейтроны, даже в полностью остановленном реакторе. Когда управляющие стержни извлекаются и приближается к критичности, это число увеличивается, поскольку поглощение нейтронов постепенно уменьшается, пока в критическом состоянии цепная реакция не станет самоподдерживающейся. Обратите внимание, что хотя в реакторе предусмотрен источник нейтронов, это не обязательно для запуска цепной реакции, его основная цель состоит в том, чтобы дать нейтронную популяцию останова, которую можно обнаружить с помощью приборов, и, таким образом, сделать подход к критическому уровню более заметным. Реактор станет критическим при одном и том же положении регулирующего стержня, независимо от того, загружен ли источник или нет.

Как только цепная реакция началась, первичный стартовый источник может быть удален из активной зоны, чтобы предотвратить повреждение из-за высокого потока нейтронов в действующей активной зоне реактора; вторичные источники обычно остаются на месте, чтобы обеспечить фоновый контрольный уровень для контроля критичности.

Докритическое умножение [ править ]

Даже в подкритической сборке, такой как активная зона остановленного реактора, любой паразитный нейтрон, который случайно присутствует в активной зоне (например, от спонтанного деления топлива, от радиоактивного распада продуктов деления или от источника нейтронов ), сработает. экспоненциально затухающая цепная реакция. Хотя цепная реакция не является самоподдерживающейся, она действует как множитель, увеличивающий равновесное количество нейтронов в активной зоне. Этот эффект докритического размножения может использоваться двумя способами: как проверка того, насколько близка активная зона к критичности, и как способ выработки энергии деления без рисков, связанных с критической массой.

Если - коэффициент размножения нейтронов подкритической активной зоны и - количество нейтронов, приходящих на генерацию в реактор от внешнего источника, то в момент включения источника нейтронов количество нейтронов в активной зоне будет равно . После 1 поколения эти нейтроны будут производить нейтроны в реакторе, и реактор будет иметь совокупность нейтронов с учетом недавно введенных нейтронов в реактор. Аналогично после 2-го поколения количество нейтронов, произведенных в реакторе, будет и так далее. Этот процесс будет продолжаться, и через достаточно долгое время количество нейтронов в реакторе будет${\displaystyle k}$${\displaystyle S_{0}}$${\displaystyle S_{0}}$${\displaystyle k\times S_{0}}$${\displaystyle k\times S_{0}+S_{0}}$${\displaystyle k\times (k\times S_{0}+S_{0})+S_{0}}$

${\displaystyle S_{0}+k\times S_{0}+k\times k\times S_{0}+\ldots }$

Этот ряд будет сходиться, потому что для докритического ядра . Таким образом, количество нейтронов в реакторе будет просто,${\displaystyle 0<k<1}$

${\displaystyle {\frac {S_{0}}{1-k}}}$

Дробь называется докритическим коэффициентом умножения.${\displaystyle {\frac {1}{1-k}}}$

Поскольку мощность в реакторе пропорциональна количеству нейтронов, присутствующих в материале ядерного топлива (материале, в котором может происходить деление), мощность, производимая такой подкритической активной зоной, также будет пропорциональна докритическому коэффициенту размножения и мощности внешнего источника.

В качестве метода измерения во время Манхэттенского проекта в ранних экспериментах использовалось докритическое умножение для определения минимальных критических масс ²³⁵ U и ²³⁹ Pu. Он все еще используется сегодня для калибровки средств управления ядерными реакторами во время запуска, поскольку многие эффекты (обсуждаемые в следующих разделах) могут изменить требуемые параметры управления для достижения критичности в реакторе. В качестве метода выработки энергии докритическое умножение позволяет генерировать ядерную энергию для деления, когда критическая сборка нежелательна по соображениям безопасности или по другим причинам. Подкритическая сборка вместе с источником нейтронов может служить постоянным источником тепла для выработки энергии от деления.

Включая влияние внешнего источника нейтронов («внешнего» по отношению к процессу деления, но не физически внешнего по отношению к активной зоне), можно записать модифицированное уравнение эволюции:

${\displaystyle {\frac {dN}{dt}}={\frac {\alpha N}{\tau }}+R_{ext}}$

где - скорость, с которой внешний источник инжектирует нейтроны в активную зону. В состоянии равновесия активная зона не изменяется, а dN / dt равно нулю, поэтому равновесное количество нейтронов определяется выражением:${\displaystyle R_{ext}}$

${\displaystyle N=-{\frac {\tau R_{ext}}{\alpha }}}$

Если активная зона подкритическая, то отрицательная, значит, имеется равновесие с положительным числом нейтронов. Если активная зона близка к критической, то она очень мала, и, таким образом, конечное количество нейтронов может быть произвольно большим.${\displaystyle \alpha }$${\displaystyle \alpha }$

Модераторы нейтронов [ править ]

Чтобы улучшить и сделать возможной цепную реакцию, реакторы, работающие на природном или низкообогащенном уране, должны включать замедлитель нейтронов, который взаимодействует с недавно образованными быстрыми нейтронами в результате деления, чтобы снизить их кинетическую энергию с нескольких МэВ до тепловой энергии менее одного эВ , что делает их с большей вероятностью вызовет деление. Это связано с тем, что ²³⁵ U имеет большее поперечное сечение для медленных нейтронов, а также потому, что ²³⁸ U с гораздо меньшей вероятностью поглотит тепловые нейтроны, чем свежеобразованный нейтрон в результате деления.${\displaystyle P_{fission}}$

Таким образом, замедлители нейтронов - это материалы, замедляющие нейтроны. Наиболее эффективно нейтроны замедляются при столкновении с ядром легкого атома, водород - самый легкий из всех. Таким образом, чтобы быть эффективными, замедлители должны содержать легкие элементы с атомными ядрами, которые имеют тенденцию рассеивать нейтроны при ударе, а не поглощать их. Помимо водорода, атомы бериллия и углерода также подходят для работы по замедлению или замедлению нейтронов.

Водородные замедлители включают воду (H ₂ O), тяжелую воду ( D ₂ O) и гидрид циркония (ZrH ₂ ), все из которых работают, потому что ядро ​​водорода имеет почти такую ​​же массу, что и свободный нейтрон: нейтрон-H ₂ O или Удары нейтрона-ZrH ₂ возбуждают вращательные моды молекул (вращая их вокруг). Ядра дейтерия (в тяжелой воде) поглощают кинетическую энергию хуже, чем ядра легкого водорода, но у них гораздо меньше шансов поглотить падающий нейтрон. Вода или тяжелая вода имеют то преимущество, что они прозрачные жидкости., так что, помимо экранирования и замедления активной зоны реактора, они обеспечивают прямой обзор активной зоны во время работы и могут также служить рабочей жидкостью для передачи тепла.

Углерод в форме графита широко используется в качестве замедлителя. Он использовался в Чикаго Пайл-1 , первой в мире критической сборке, созданной руками человека, и был обычным явлением при проектировании первых реакторов, включая советские атомные электростанции РБМК, такие как Чернобыльская АЭС .

Модераторы и конструкция реактора [ править ]

Количество и характер замедления нейтронов влияет на управляемость реактора и, следовательно, на безопасность. Поскольку замедлители замедляют и поглощают нейтроны, существует оптимальное количество замедлителя для включения в заданную геометрию активной зоны реактора. Меньше модерации снижает эффективность за счет сокращения члена в уравнении эволюции, а большее количество снижает эффективность за счет увеличения члена. ${\displaystyle P_{fission}}$${\displaystyle P_{escape}}$

Большинство замедлителей становятся менее эффективными с повышением температуры, поэтому реакторы с недостаточным замедлителем устойчивы к изменениям температуры в активной зоне реактора: если активная зона перегревается, качество замедлителя снижается, и реакция имеет тенденцию замедляться (есть " отрицательный температурный коэффициент "реактивности активной зоны"). Вода - это крайний случай: при сильной жаре она может закипать, образуя эффективные пустоты в активной зоне реактора без разрушения физической структуры активной зоны; это приводит к остановке реакции и снижению вероятности расплавления топлива . Чрезмерно модерируется реакторы нестабильны по отношению к изменениям температуры (есть «положительный температурный коэффициент» в реактивности активной зоны), и поэтому они менее безопасны по своей природе, чем активные зоны с недостаточным замедлением.

В некоторых реакторах используется комбинация замедлителей . Например, в исследовательских реакторах типа TRIGA используется замедлитель ZrH _2, смешанный с топливом ²³⁵ U, активная зона, заполненная H ₂ O, и блоки замедлителя и отражателя C (графит) по периферии активной зоны.

Запаздывающие нейтроны и управляемость [ править ]

Реакции деления и последующий уход нейтронов происходят очень быстро; это важно для ядерного оружия , где цель состоит в том, чтобы ядерная яма высвободила как можно больше энергии до того, как она физически взорвется . Большинство нейтронов, испускаемых в результате деления, являются мгновенными : они испускаются мгновенно. После выброса среднее время жизни нейтрона ( ) в типичной активной зоне составляет порядка миллисекунды , поэтому, если экспоненциальный коэффициент составляет всего 0,01, то за одну секунду мощность реактора изменится в (1 + 0,01) раз. ¹⁰⁰⁰ или более десяти тысяч${\displaystyle \tau }$${\displaystyle \alpha }$. Ядерное оружие спроектировано таким образом, чтобы максимально увеличить скорость роста мощности, его срок службы намного меньше миллисекунды, а экспоненциальный коэффициент близок к 2; но такое быстрое изменение сделало бы практически невозможным управление скоростью реакции в ядерном реакторе.

К счастью, эффективное время жизни нейтрона намного больше, чем среднее время жизни одиночного нейтрона в активной зоне. Около 0,65% нейтронов, образующихся при делении ²³⁵ U, и около 0,20% нейтронов, образующихся при делении ²³⁹ Pu, не образуются немедленно, а скорее испускаются возбужденным ядром после дальнейшей стадии распада. На этом этапе за дальнейшим радиоактивным распадом некоторых продуктов деления (почти всегда отрицательный бета-распад ) следует немедленное испускание нейтронов из возбужденного дочернего продукта, при этом среднее время жизни бета-распада (и, следовательно, испускание нейтронов) составляет около 15 секунд. Эти так называемые запаздывающие нейтроныувеличить эффективное среднее время жизни нейтронов в активной зоне почти до 0,1 секунды, так что активная зона с 0,01 увеличится за одну секунду только в (1 + 0,01) ^{10 раз} , или примерно в 1,1: увеличение на 10%. Это контролируемая скорость изменения.${\displaystyle \alpha }$

Большинство ядерных реакторов , следовательно , работают в оперативном закритическом , задержке критического состояния: одни мгновенные нейтроны не являются достаточными для поддержания цепной реакции, но запаздывающие нейтроны составляют небольшую разницу , необходимую для поддержания реакции собирается. Это влияет на способ управления реакторами: когда небольшое количество регулирующего стержня вставляется в активную зону реактора или из нее, уровень мощности изменяется сначала очень быстро из-за быстрого докритического умножения, а затем более постепенно, после экспоненциального роста или спада. кривая отложенной критической реакции. Кроме того, увеличиваетв реакторе мощность может быть достигнута с любой желаемой скоростью, просто вытащив регулирующий стержень на достаточную длину. Тем не менее, без добавления нейтронов яда или активного нейтронного поглотителя, уменьшается в скорости деления ограничены в скорости, потому что даже если реактор берется глубоко докритическим , чтобы остановить быстрое производство нейтронов деления, замедленные нейтроны образуются после обычных бета - распада продуктов деления уже на месте, и это образование нейтронов при распаде не может быть изменено.

Кинетика [ править ]

Кинетика реактора описывается уравнениями баланса нейтронов и ядер (делящегося, продуктов деления).

Реакторные яды [ править ]

Любой нуклид, который сильно поглощает нейтроны, называется реакторным ядом , потому что он имеет тенденцию останавливать (отравлять) текущую цепную реакцию деления. Некоторые реакторные яды намеренно вводятся в активную зону реакторов деления, чтобы контролировать реакцию; Регулирующие стержни из бора или кадмия являются лучшим примером. Многие реакторные яды производятся самим процессом деления, и накопление продуктов деления, поглощающих нейтроны, влияет как на экономику топлива, так и на управляемость ядерных реакторов.

Долгоживущие яды и переработка топлива [ править ]

На практике накопление реакторных ядов в ядерном топливе определяет время жизни ядерного топлива в реакторе: задолго до того, как произойдут все возможные деления, накопление долгоживущих продуктов деления, поглощающих нейтроны, гасит цепную реакцию. Это причина того, что ядерная переработка является полезным видом деятельности: отработанное ядерное топливо содержит около 96% исходного расщепляющегося материала, присутствующего во вновь произведенном ядерном топливе. Химическое разделение продуктов деления восстанавливает ядерное топливо, чтобы его можно было снова использовать.

Ядерная переработка полезна с экономической точки зрения, потому что химическое разделение осуществить намного проще, чем сложное разделение изотопов, необходимое для приготовления ядерного топлива из природной урановой руды, так что в принципе химическое разделение дает больше генерируемой энергии с меньшими усилиями, чем добыча, очистка и изотопное разделение новых урановая руда. На практике, как сложность обращения с высокоактивными продуктами деления и другие политические проблемы делают топливо переработку спорного предмет. Одна из таких проблем заключается в том, что отработанное урановое ядерное топливо содержит значительные количества ²³⁹ Pu, основного ингредиента ядерного оружия (см. Реактор-размножитель ).

Недолговечные яды и управляемость [ править ]

Короткоживущие реакторные яды в продуктах деления сильно влияют на работу ядерных реакторов. Ядра нестабильных продуктов деления трансмутируются во множество различных элементов ( вторичные продукты деления ), поскольку они подвергаются цепочке распада до стабильного изотопа. Наиболее важным из таких элементов является ксенон , потому что изотоп 135 Xe , вторичный продукт деления с периодом полураспада около 9 часов, является чрезвычайно сильным поглотителем нейтронов. В работающем реакторе каждое ядро ¹³⁵ Xe превращается в ¹³⁶ Xe (которое позже может поддерживать бета-распад) за счет захвата нейтронов.почти сразу после создания, чтобы в ядре не было наростов. Однако, когда реактор останавливается, уровень ¹³⁵ Xe в активной зоне накапливается в течение примерно 9 часов, прежде чем начинает распадаться. В результате примерно через 6-8 часов после остановки реактора может стать физически невозможно возобновить цепную реакцию до тех пор, пока ¹³⁵ Xe не получит шанс распасться в течение следующих нескольких часов. Это временное состояние, которое может длиться несколько дней и препятствовать повторному запуску, называется йодной ямой или ксеноновым отравлением. Это одна из причин, по которой ядерные энергетические реакторы обычно круглосуточно эксплуатируются на стабильном уровне мощности.

Накопление ¹³⁵ Xe в активной зоне реактора делает чрезвычайно опасным работу реактора через несколько часов после его остановки. Поскольку ¹³⁵ Xe сильно поглощает нейтроны, запуск реактора в состоянии с высоким содержанием Xe требует вытаскивания управляющих стержней из активной зоны намного дальше, чем обычно. Однако, если реактор действительно достигает критичности, поток нейтронов в активной зоне становится высоким, и ¹³⁵ Xe быстро разрушается - это имеет тот же эффект, что и очень быстрое удаление регулирующего стержня большой длины из активной зоны, и может вызвать реакцию слишком быстро растут или даже быстро становятся критическими .

¹³⁵ Xe сыграл большую роль в аварии на Чернобыльской АЭС : примерно через восемь часов после планового останова на техническое обслуживание рабочие попытались вывести реактор на критическое состояние нулевой мощности, чтобы проверить цепь управления. Поскольку активная зона была загружена ¹³⁵ Xe из выработки электроэнергии в предыдущий день, для достижения этой цели потребовалось извлечь дополнительные стержни управления. В результате реакция разгона быстро и неконтролируемо нарастала, что привело к паровому взрыву в активной зоне и насильственному разрушению установки.

Обогащение урана [ править ]

Хотя многие делящиеся изотопы существуют в природе, только с пользой делящегося изотопа найти в любом количестве составляет 235 U . Около 0,7% урана в большинстве руд составляет изотоп 235, а около 99,3% - неделящийся изотоп 238. Для большинства применений в качестве ядерного топлива уран должен быть обогащен - очищен так, чтобы он содержал более высокий процент ²³⁵ U. Поскольку ²³⁸ U поглощает быстрые нейтроны, критическая масса, необходимая для поддержания цепной реакции, увеличивается по мере увеличения содержания ²³⁸ U, достигая бесконечность при 94% ²³⁸ U (6% ²³⁵ U). ^[2] Концентрации ниже 6%²³⁵ U не может быстро стать критическим, хотя они могут использоваться в ядерном реакторе с замедлителем нейтронов . На первичной стадии ядерного оружия с использованием урана используется ВОУ, обогащенный до ~ 90% ²³⁵ U, хотя на вторичной стадии часто используется более низкое обогащение. Ядерные реакторы с водяным замедлителем требуют по крайней мере некоторого обогащения ²³⁵ U. Ядерные реакторы с тяжелой водой или графитовым замедлителем могут работать с природным ураном, полностью устраняя необходимость в обогащении и предотвращая использование топлива для ядерного оружия; в CANDU энергетические реакторы , используемые в канадских электростанций являются примером этого типа.

Обогащение урана затруднено, потому что химические свойства ²³⁵ U и ²³⁸ U идентичны, поэтому физические процессы, такие как газовая диффузия , газовая центрифуга или масс-спектрометрия, должны использоваться для разделения изотопов на основе небольших различий в массе. Поскольку обогащение является основным техническим препятствием для производства ядерного топлива и простого ядерного оружия, технология обогащения является политически чувствительной.

Окло: естественный ядерный реактор [ править ]

Современные месторождения урана содержат только до ~ 0,7% ²³⁵ U (и ~ 99,3% ²³⁸ U), что недостаточно для поддержания цепной реакции, замедляемой обычной водой. Но у ²³⁵ U период полураспада намного короче (700 миллионов лет), чем у ²³⁸ U (4,5 миллиарда лет), поэтому в далеком прошлом процентное содержание ²³⁵ U было намного выше. Около двух миллиардов лет назад водонасыщенное месторождение урана (на территории нынешнего рудника Окло в Габоне , Западная Африка ) претерпело естественную цепную реакцию, которая замедлялась за счет грунтовых вод.и, предположительно, регулируется отрицательным коэффициентом пустотности, поскольку вода кипит от тепла реакции. Уран на руднике Окло обеднен примерно на 50% по сравнению с другими месторождениями: он составляет всего от 0,3% до 0,7% ²³⁵ U; и руда содержит следы стабильных дочерей давно распавшихся продуктов деления.

См. Также [ править ]

• Список ядерных реакторов
• Ядерная физика
• Ядерное деление
• Термоядерная реакция
• Коэффициент пустоты

Ссылки [ править ]

• Справочник Министерства энергетики США: ядерная физика и теория реакторов (PDF) . Министерство энергетики США . Январь 1993. Архивировано из оригинального (PDF) 03.12.2013 . Проверено 2 января 2012 .

Внешние ссылки [ править ]

Теория фермиевского возраста

Заметки о ядерной диффузии доктора Абдельхамида Дохане