Трофимова Т.И. Курс физики

Подождите немного. Документ загружается.

соединениями, например парафином,

выбивает протоны с пробегами пример-

но 26 см. Из расчетов следовало, что для

получения протонов с такими пробега-

ми предполагаемые

^-кванты

должны

были обладать фантастической по тем

временам энергией 50 МэВ вместо рас-

четных 7 МэВ!

Пытаясь найти объяснение описан-

ным экспериментам, английский физик

Д.Чэдвик (1891 — 1974) предположил

(1932), а впоследствии доказал, что но-

вое проникающее излучение представ-

ляет собой не

^-кванты,

а поток тяже-

лых нейтральных частиц, названных им

нейтронами. Таким образом, нейтро-

ны были обнаружены в следующей

ядерной реакции:

Эта реакция не является единственной,

ведущей к выбрасыванию из ядер нейт-

ронов (например, нейтроны возникают

в реакциях

(а, га)

^В

(а, га)

-N).

Характер ядерных реакций под дей-

ствием нейтронов зависит от их скорос-

ти (энергии). В зависимости от энергии

нейтроны условно делят на две группы:

медленные и быстрые. Область энер-

гий медленных нейтронов включает в

себя область ультрахолодных (с энер-

гией до

10"

эВ), очень холодных

(10~

—

1<Г

эВ), холодных

(К)'

-Ю-

эВ),

тепловых

(1СГ

—

0,5 эВ) и резонанс-

ных (0,5

—10

эВ) нейтронов. Ко второй

группе можно отнести быстрые (10

—

эВ), высокоэнергетичные (10

—

эВ)

релятивистские

эВ)

нейтроны.

Замедлить нейтроны можно пропус-

кая их через какое-либо вещество, со-

держащее водород (например, парафин,

вода). Проходя через такие вещества,

быстрые нейтроны испытывают рассе-

яние на ядрах и замедляются до тех пор,

пока их энергия не станет равной, на-

пример, энергии теплового движения

атомов вещества замедлителя, т. е. рав-

ной приблизительно

кТ.

Медленные нейтроны эффективны

для возбуждения ядерных реакций, так

как они относительно долго находятся

вблизи атомного ядра. Благодаря это-

му вероятность захвата нейтрона ядром

становится довольно большой. Однако

энергия медленных нейтронов мала,

потому они не могут вызывать, напри-

мер, неупругое рассеяние. Для медлен-

ных нейтронов характерны упругое рас-

сеяние на ядрах [реакция типа (га, га)] и

радиационный захват [реакция типа

(гс,ч)].

Реакция

(п,ч)

приводит к обра-

зованию нового изотопа исходного ве-

щества:

например

Часто в результате

(га,

-реакции об-

разуются искусственные радиоактивные

изотопы, дающие, как правило,

(3~-рас-

пад. Например, в результате реакции

образуется радиоактивный изотоп

ЦР,

претерпевающий

[3~-распад

с образова-

нием стабильного изотопа серы:

Под действием медленных нейтро-

нов на некоторых легких ядрах наблю-

даются также реакции захвата нейтро-

нов с испусканием заряженных час-

тиц — протонов и

а-частиц

(под дей-

ствием тепловых нейтронов):

(используется для обнаружения нейт-

ронов)

или

501

(используется для получения трития,

в частности в термоядерных взрывах;

см. § 268).

Реакции типа (п,р)

(п, а), т.е. ре-

акции с образованием заряженных ча-

стиц, происходят в основном под дей-

ствием быстрых нейтронов, так как в

случае медленных нейтронов энергии

атомного ядра недостаточно для пре-

одоления потенциального барьера, пре-

пятствующего вылету протонов и

а-ча-

стиц. Эти реакции, как и реакции ради-

ационного захвата, часто ведут к обра-

зованию

(3~-активных

ядер.

Для быстрых нейтронов наблюдает-

ся неупругое их рассеяние, совершаю-

щееся по схеме

где вылетающий из ядра нейтрон обо-

значен как

In',

поскольку это не тот ней-

трон, который проник в ядро;

,]??/

имеет

энергию, меньшую энергии

(

}п,

а оста-

ющееся после вылета нейтрона ядро на-

ходится в возбужденном состоянии (от-

мечено звездочкой), поэтому его пере-

ход в нормальное состояние сопровож-

дается испусканием

^-кванта.

Когда энергия нейтронов достигает

значений 10 МэВ, становятся возмож-

ными реакции типа

(гс,2п).

Например,

в результате реакции

образуется

(3~-активный

изотоп

претерпевающий распад по схеме

§ 265. Реакция деления ядра

К началу 40-х годов работами многих

ученых — Э. Ферми (1901 - 1954) (Ита-

лия), О.Гана (1879-1968), Ф.Штрас-

смана

(1902-1980) (Германия), О.Ф-

риша (1904— 1979)(Великобритания),

Л.Мейтнер (1878-1968) (Австрия),

Г. Н.Флерова

(1913-1990),

К.

А.

Петр-

жака (Россия) — было доказано, что

при облучении урана нейтронами обра-

зуются элементы из середины Перио-

дической системы — лантан и барий.

Этот результат положил начало ядер-

ным реакциям совершенно нового

типа

—реакциям

деления

ядра,

заклю-

чающимся в том, что тяжелое ядро под

действием нейтронов, а как впослед-

ствии оказалось и других частиц, делит-

ся на несколько более легких ядер (ос-

колков), чаще всего на два ядра, близ-

ких по массе.

Замечательной особенностью деле-

ния ядер является то, что оно сопровож-

дается испусканием двух-трех вторич-

ных нейтронов, называемых нейтрона-

ми деления. Так как для средних ядер

число нейтронов примерно равно числу

протонов ( —

1), а для тяжелых ядер

число нейтронов значительно превы-

шает число протонов ( —

1,6), то об-

разевавшиеся осколки деления пере-

гружены нейтронами, в результате чего

они и выделяют нейтроны деления.

Однако испускание нейтронов деле-

ния не устраняет полностью перегруз-

ку ядер-осколков нейтронами. Это при-

водит к тому, что осколки оказывают-

ся радиоактивными. Они могут претер-

петь ряд

(3~-превращений,

сопровож-

даемых испусканием

^-квантов.

Так как

|3~-распад

сопровождается превращени-

ем нейтрона в протон [см. (258.1)], то

после цепочки

(3""-превращений

соотно-

шение между нейтронами и протонами

в осколке достигнет величины, соответ-

ствующей стабильному изотопу. На-

пример, при делении ядра урана

Щ\3

(265.1)

502

осколок деления

^Хе

в результате трех

актов

(3~-распада

превращается в ста-

бильный изотоп лантана

Осколки деления могут быть разно-

образными, поэтому реакция (265.1) не

единственная, приводящая к делению

92U.

Возможна, например, реакция

Большинство нейтронов при деле-

нии испускается практически мгновен-

но

(£

1СГ

с), а часть (около 0,7 %) ис-

пускается осколками деления спустя

некоторое время после деления (0,05 с

60 с). Первые из них называются

мгновенными, вторые — запаздываю-

щими. В среднем на каждый акт деле-

ния приходится 2,5 испущенных нейтро-

нов. Они имеют сравнительно широкий

энергетический спектр в пределах от 0 до

7 МэВ, причем на один нейтрон в сред-

нем приходится энергия около 2 МэВ.

Расчеты показывают, что деление

ядер должно сопровождаться также

выделением большого количества энер-

гии. В самом деле, удельная энергия

связи для ядер средними массовыми

числами составляет примерно 8,7 МэВ,

в то время как для тяжелых ядер она

равна 7,6 МэВ (см. § 252). Следователь-

но, при делении тяжелого ядра на два

осколка должна освобождаться энер-

гия, равная примерно 1,1 МэВ на один

нуклон. Эксперименты подтверждают,

что при каждом акте деления действи-

тельно выделяется огромная энергия,

которая распределяется между оскол-

ками (основная доля), нейтронами де-

ления, а также между продуктами пос-

ледующего распада осколков деления.

В основу теории деления атомных

ядер (Н. Бор, Я. И. Френкель) положе-

на капельная модель ядра (см. § 254).

Ядро рассматривается как капля элек-

трически заряженной несжимаемой

жидкости (с плотностью, равной ядер-

ной, и подчиняющейся законам кванто-

вой механики), частицы которой при

попадании нейтрона в ядро приходят в

колебательное движение, в результате

чего ядро разрывается на две части, раз-

летающиеся с огромной энергией.

Вероятность деления ядер определя-

ется энергией нейтронов. Например,

если высокоэнергетичные нейтроны

(см. § 264) вызывают деление практи-

чески всех ядер, то нейтроны с энерги-

ей в несколько мегаэлектрон-вольт —

только тяжелых ядер (А > 210).

Нейтроны, обладающие энергией

активации (минимальной энергией,

необходимой для осуществления реак-

ции деления ядра) порядка 1 МэВ, вы-

зывают деление ядер урана

^U,

тория

!oTh,

протактиния

д}Ра

и плутония

fjPu.

Тепловыми нейтронами делятся

ядра

|U,

;j:jPu

|U,

Ц[]ТЪ

(два пос-

ледних изотопа в природе не встреча-

ются, они получаются искусственным

путем). Например, изотоп

^jjU

получа-

ется в результате радиационного захва-

та [реакции

(п,^),

см. § 264)] нейтронов

ядром

i|oTh:

§ 266. Цепная реакция деления

Испускаемые при делении ядер вто-

ричные нейтроны могут вызвать новые

акты деления, что делает возможным

осуществление цепной реакции деле-

ния — ядерной реакции, в которой час-

тицы, вызывающие реакцию, образуют-

ся как продукты этой реакции. Цепная

реакция деления характеризуется ко-

эффициентом размножения к нейт-

503

ронов,

который

равен отношению чис-

ла нейтронов в данном поколении к их

числу в предыдущем поколении. Необ-

ходимым условием для развития цепной

реакции деления является требование

к^1.

Оказывается, что не все образующи-

еся вторичные нейтроны вызывают

последующее деление ядер, что приво-

дит к уменьшению коэффициента раз-

множения. Во-первых, из-за конечных

размеров активной зоны (простран-

ство, где происходит цепная реакция)

и большой проникающей способности

нейтронов часть из них покинет актив-

ную зону раньше, чем будет захвачена

каким-либо ядром. Во-вторых, часть

нейтронов захватывается ядрами неде-

лящихся примесей, всегда присутству-

ющих в активной зоне. Кроме того, на-

ряду с делением могут иметь место кон-

курирующие процессы радиационного

захвата и неупругого рассеяния.

Коэффициент размножения зависит

от природы делящегося вещества, а для

данного изотопа — от его количества, а

также размеров и формы активной

зоны. Минимальные размеры активной

зоны, при которых возможно осуществ-

ление цепной реакции, называются

критическими размерами. Мини-

мальная масса делящегося вещества,

находящегося в системе критических

размеров, необходимая для осуществ-

ления цепной реакции, называется кри-

тической массой.

Скорость развития цепных реакций

различна. Пусть Т — среднее время

жизни одного поколения, а N — число

нейтронов в данном поколении. В сле-

дующем поколении их число равно kN,

т.е. прирост числа нейтронов за одно

поколениеdN=

kN- N= N(k-l). При-

рост же числа нейтронов за единицу

времени, т. е. скорость нарастания цеп-

ной реакции,

(266.1)

Интегрируя (266.1), получим

где

— число нейтронов в начальный

момент времени, а N — их число в мо-

мент времени

Доопределяется

знаком

При к > 1 идет развивающаяся ре-

акция, число делений непрерывно рас-

тет и реакция может стать взрывной.

При к = 1 идет самоподдерживающа-

яся реакция, при которой число нейт-

ронов с течением времени не изменя-

ется. При к < 1 идет затухающая ре-

акция.

Цепные реакции делятся на управ-

ляемые

неуправляемые. Взрыв атом-

ной бомбы, например, является неуп-

равляемой реакцией. Чтобы атомная

бомба при хранении не взорвалась, в

ней

(или

|jPu)

делится на две уда-

ленные друг от друга части с массами,

ниже критических. Затем с помощью

обычного взрыва эти массы сближают-

ся, общая масса делящегося вещества

становится больше критической и воз-

никает взрывная цепная реакция, со-

провождающаяся мгновенным выделе-

нием огромного количества энергии и

большими разрушениями. Взрывная

реакция начинается за счет имеющих-

ся нейтронов спонтанного деления или

нейтронов космического излучения.

Управляемые цепные реакции осуще-

ствляются в ядерных реакторах (см.

§267).

В природе имеется три изотопа, ко-

торые могут служить ядерным

топли-

вом

(

92U:

в естественном уране его со-

держится примерно 0,7 %) или сырьем

для его получения

(

jJoTh

BfU:

в есте-

ственном уране его содержится пример-

504

но 99,3

%).

|JoTh

служит исходным про-

дуктом для получения искусственного

ядерного топлива

[см. реакцию

(265.2)], a

92U.

поглощая нейтроны,

посредством двух последовательных

3~-распадов

— для превращения в ядро

Реакции (266.2) и (265.2), таким об-

разом, открывают реальную возмож-

ность воспроизводства ядерного горю-

чего в процессе цепной реакции деления.

§ 267. Понятие

о ядерной энергетике

Большое значение в ядерной энер-

гетике приобретает не только осуществ-

ление цепной реакции деления, но и

управление ею. Устройства, в которых

осуществляется и поддерживается уп-

равляемая цепная реакция деления,

называются ядерными реакторами.

Пуск первого реактора в мире осуще-

ствлен в Чикагском университете

(1942) под руководством Э.Ферми, в

России (и в Европе) — в Москве (1946)

под руководством И. В. Курчатова.

Для пояснения работы реактора рас-

смотрим принцип действия реактора на

тепловых нейтронах (рис. 348). В ак-

тивной зоне реактора расположены теп-

ловыделяющие элементы 1 и замедли-

тель 2, в котором нейтроны

замедляют-

ся до тепловых скоростей. Тепловыде-

ляющие элементы (твэлы) представля-

ют собой блоки из делящегося матери-

ла, заключенные в герметичную обо-

лочку, слабо поглощающую нейтроны.

За счет энергии, выделяющейся при

делении ядер, твэлы разогреваются, а

поэтому для охлаждения они помеща-

ются в поток теплоносителя (3 — канал

Рис. 348

для протока теплоносителя). Активная

зона окружается отражателем 4, умень-

шающим утечку нейтронов.

Управление цепной реакцией осу-

ществляется специальными управляю-

щими стержнями 5 из материалов,

сильно поглощающих нейтроны (на-

пример, В, Cd). Параметры реактора

рассчитываются так, что при полностью

вставленных стержнях реакция заведо-

мо не идет, при постепенном вынима-

нии стержней коэффициент размноже-

ния нейтронов растет и при некотором

их положении принимает значение,

равное единице. В этот момент реактор

начинает работать.

По мере его работы количество де-

лящегося материала в активной зоне

уменьшается и происходит ее загрязне-

ние осколками деления, среди которых

могут быть сильные поглотители нейт-

ронов.

Чтобы реакция не прекратилась, из

активной зоны с помощью автоматичес-

кого устройства постепенно извлекают-

ся управляющие (а часто специальные

компенсирующие) стержни. Подобное

управление реакцией возможно благо-

даря существованию запаздывающих

нейтронов (см. § 265), испускаемых де-

лящимися ядрами с запаздыванием до

1 мин. Когда ядерное топливо выгора-

ет, реакция прекращается. До нового

запуска реактора выгоревшее ядерное

топливо извлекают и загружают новое.

505

В реакторе имеются также аварийные

стержни, введение которых при внезап-

ном увеличении интенсивности реак-

ции немедленно ее обрывает.

Ядерный реактор является мощным

источником проникающей радиации

(нейтроны,

^-излучение),

примерно в

раз превышающей санитарные нор-

мы. Поэтому любой реактор имеет био-

логическую защиту — систему экранов

из защитных материалов (например,

бетон, свинец, вода), располагающую-

ся за его отражателем, и пульт дистан-

ционного управления.

Ядерные реакторы различаются:

1) по характеру основных материа-

лов, находящихся в активной зоне (ядер-

ное топливо, замедлитель, теплоноси-

тель); в качестве делящихся и сырьевых

веществ используются

^U,

^Pu,

^U,

'1|и,

9oTh,

в качестве замедлителей —

вода (обычная и тяжелая), графит, бе-

риллий, органические жидкости и т.д.,

в качестве теплоносителей — воздух,

вода, водяной пар, Не,

СО

и т.д.;

2) по характеру размещения ядерно-

го топлива и замедлителя в активной

зоне: гомогенные (оба вещества равно-

мерно смешаны друг с другом) и гете-

рогенные (оба вещества располагают-

ся порознь в виде блоков);

3) по энергии нейтронов (реакторы

на тепловых и быстрых нейтронах;

в последних используются нейтроны

деления и замедлитель вообще отсут-

ствует);

4) по типу режима (непрерывные и

импульсные);

5) по назначению (энергетические,

исследовательские, реакторы по произ-

водству новых делящихся материалов,

радиоактивных изотопов и т.д.).

В соответствии с рассмотренными

признаками и образовались такие на-

звания, как уран-графитовые, водо-во-

дяные,

графито-газовые

реакторы и др.

Среди ядерных реакторов особое

место занимают энергетические реак-

торы-размножители. В них наряду с

выработкой электроэнергии идет про-

цесс воспроизводства ядерного горюче-

го в результате реакции (265.2) или

(266.2). Это означает, что в реакторе на

естественном или слабообогащенном

уране используется не только изотоп

92U,

но и изотоп

g2U.

В настоящее вре-

мя основой ядерной энергетики с вос-

производством горючего являются ре-

акторы на быстрых нейтронах.

Впервые ядерная энергия для мир-

ных целей была использована в СССР.

В Обнинске под руководством И. В. Кур-

чатова введена в эксплуатацию (1954)

первая атомная электростанция мощ-

ностью 5 МВт.

Принцип работы атомной электро-

станции на водо-водяном реакторе при-

веден на рис. 349. Урановые блоки 1

погружены в воду 2, которая служит

одновременно и замедлителем, и тепло-

носителем. Горячая вода (она находит-

ся под давлением и нагревается до

300 °С) из верхней части активной зоны

реактора поступает через трубопровод

3 в парогенератор 4, где она испаряется

и охлаждается, и возвращается через

трубопровод 5 в реактор. Насыщенный

пар 6 через трубопровод 7 поступает в

паровую турбину 8, возвращаясь после

отработки через трубопровод 9 в паро-

генератор. Турбина вращает электри-

ческий генератор 10, ток от которого

поступает в электрическую сеть.

Рис. 349

506

Создание ядерных реакторов привело к

промышленному применению ядерной

энергии. Энергетические запасы ядерного

горючего в рудах примерно па два порядка

превышают запасы

химических

видов топ-

лива. Поэтому, если, как предполагается, ос-

новная доля электроэнергии будет выраба-

тываться на АЭС, то это, с одной стороны,

снизит стоимость электроэнергии, которая

сейчас сравнима с вырабатываемой на теп-

ловых электростанциях, а с другой — решит

энергетическую проблему на несколько сто-

летий и позволит использовать сжигаемые

сейчас нефть и газ в качестве ценного сырья

для химической промышленности.

В СНГ помимо создания мощных АЭС

(например, Нововоронежской общей мощ-

ностью примерно 1500 МВт, первой очере-

ди Ленинградской с двумя реакторами по

1000 МВт) большое внимание уделяется со-

зданию небольших АЭС (750 — 1500 кВт),

удобных для эксплуатации в

специфических

условиях, а также решению задач малой

ядерной энергетики. Так, построены первые

в мире передвижные АЭС, создан первый в

мире реактор («Ромашка»), в котором с по-

мощью полупроводников происходит не-

посредственное преобразование тепловой

энергии в электрическую (в активной зоне

содержится 49 кг

^U,

тепловая мощность

реактора 40 кВт, электрическая —• 0,8 кВт).

Огромные возможности для развития

атомной энергетики открываются с создани-

ем реакторов-размножителей на быстрых

нейтронах

(бридеров),

в которых выработ-

ка энергии сопровождается производством

вторичного горючего — плутония,

что

по-

зволит кардинально решить проблему обес-

печения ядерным горючим. Как показыва-

ют оценки, 1 т гранита содержит примерно

3 г

9;>и

и 12 г

goTh

(именно они использу-

ются в качестве сырья в реакторах-размно-

жителях), т.е. при потреблении энергии

5 • 10

МВт (на два порядка выше, чем сей-

час) запасов урана и тория в граните хватит

на 10° лет.

Техника реакторов на быстрых нейтро-

нах находится в стадии поисков наилучших

инженерных решений. Первая опытно-про-

мышленная станция такого типа мощнос-

тью 350 МВт построена в г. Шевченко на

берегу Каспийского моря. Она использует-

ся для производства электроэнергии и оп-

реснения морской воды, обеспечивая водой

город и прилегающий район пефтедобычи с

населением около 150 тыс. человек. Шевчен-

ковская АЭС положила начало новой «атом-

ной отрасли» — опреснению соленых вод,

которая в связи с дефицитом пресноводных

ресурсов во многих районах может иметь

большое значение.

§ 268. Реакция синтеза атомных

ядер. Проблема управляемых

термоядерных реакций

Источником огромной энергии

мо-

жет служить реакция синтеза атом-

ных ядер — образование из легких ядер

более тяжелых. Удельная энергия свя-

зи ядер (см. рис. 345) резко увеличива-

ется при переходе от ядер тяжелого во-

дорода (дейтерия

\11

трития \Н) к ли-

тию

jjLi

и особенно к гелию

'file,

т. е. ре-

акции синтеза легких ядер в более тя-

желые должны сопровождаться выде-

лением большого количества энергии,

что действительно подтверждается рас-

четами. В качестве примеров рассмот-

рим реакции синтеза:

где Q —- энерговыделение.

Реакции синтеза атомных ядер обла-

дают той особенностью, что в них энер-

гия, выделяемая на один нуклон, зна-

чительно больше, чем в реакциях деле-

ния тяжелых ядер. В самом деле, если

при делении ядра

выделяется энер-

гия примерно 200 МэВ, что составляет

на один нуклон примерно 0,84 МэВ, то

507

в реакции (268.1) эта величина равна

Щ9-

МэВ

3,5 МэВ.

Оценим на примере реакции синтеза

ядер дейтерия

^Н

температуру ее проте-

кания. Для соединения ядер дейтерия их

надо сблизить до расстояния 2 •

10~

м,

равного радиусу действия ядерных сил,

преодолевая при этом потенциальную

энергию отталкивания ——

«0,7

МэВ.

4тег

1) протонно-протонный, или во-

дородный, цикл, характерный для тем-

ператур примерно

К:

4те

1 ак как на долю каждого сталкивающе-

гося ядра приходится половина указан-

ной энергии, то средней энергии тепло-

вого движения, равной 0,35 МэВ, соот-

ветствует температура, приблизитель-

но равная 2,6 •

10°

К. Следовательно, ре-

акция синтеза ядер дейтерия может

происходить лишь при температуре,

па

два порядка превышающей температу-

ру центральных областей Солнца (при-

мерно 1,3 • 10

К).

Однако оказывается, что для проте-

кания реакции синтеза атомных ядер

достаточно температуры порядка 10

К.

Это связано с двумя факторами: 1) при

температурах, характерных для реак-

ций синтеза атомных ядер, любое веще-

ство находится в состоянии плазмы,

распределение частиц которой подчи-

няется закону Максвелла; поэтому все-

гда имеется некоторое число ядер, энер-

гия которых значительно превышает

среднее значение; 2) синтез ядер может

происходить вследствие туннельного

эффекта (см. § 221).

Реакции синтеза легких атомных

ядер в более тяжелые, происходящие

при сверхвысоких температурах (при-

мерно 10

К и выше), называются тер-

моядерными реакциями.

Термоядерные реакции являются,

по-видимому,

одним

из

источников

энергии Солнца и звезд. В принципе

высказаны два предположения о воз-

можных способах протекания термо-

ядерных реакций на Солнце:

2) углеродно-азотный, или угле-

родный, цикл, характерный для более

высоких температур (примерно 2 •

К):

В результате этого цикла четыре

протона превращаются в ядро гелия и

выделяется энергия, равная 26,7 МэВ.

Ядра же углерода, число которых оста-

ется неизменным, участвуют в реакции

в роли катализатора.

Термоядерные реакции дают наи-

больший выход энергии на единицу

массы «горючего», чем любые другие

превращения, в том числе и деление

тяжелых ядер. Например, количество

дейтерия в стакане простой воды энер-

гетически эквивалентно примерно 60 л

бензина. Поэтому заманчива перспек-

тива осуществления термоядерных ре-

акций искусственным путем.

Впервые искусственная термоядерная

реакция осуществлена в СССР (1953), а

затем (через полгода) в США в виде

взрыва водородной (термоядерной) бом-

бы, являющегося неуправляемой реакци-

ей. Взрывчатым веществом служила смесь

дейтерия и трития, а запалом — «обыч-

ная» атомная бомба, при взрыве которой

508

создается температура, необходимая

для протекания термоядерной реакции.

Особый интерес представляет осу-

ществление управляемой термоядер-

ной реакции, для обеспечения которой

необходимо создание и поддержание в

ограниченном объеме температуры по-

рядка 10

К. Так как при данной темпе-

ратуре термоядерное рабочее вещество

представляет собой полностью ионизо-

ванную плазму (см. § 108), возникает

проблема ее эффективной термоизоля-

ции от стенок рабочего объема. Сейчас

считается, что основной путь в этом на-

правлении — это удержание плазмы в

ограниченном объеме сильными маг-

нитными полями специальной формы.

Начало широкого международного со-

трудничества в области физики высокотем-

пературной плазмы и управляемого тер-

моядерного синтеза положено работами

И. В. Курчатова.

Под руководством Л. А. Арцимовича

коллектив ученых Института атомной энер-

гии (ИАЭ) им. И. В. Курчатова осуществил

широкий круг исследований, результатом

которых стал пуск летом 1975 г. в ИАЭ

крупнейшей в мире термоядерной установ-

ки

«Токамак-10»

(Т-10).

Т-10,

как и во всех установках этого типа,

плазма создается в тороидальной камере,

находящейся в магнитном поле,

само плаз-

менное образование — плазменный шнур —

также имеет форму тора. В Т-10 плазма с

температурой примерно (7

—8)

•

К и

плотностью примерно 10

частиц/см

созда-

ется в объеме, приблизительно равном 5

на время около 1 с. Однако следует отме-

тить, что до осуществления критерия Лоу-

сона

— условия, необходимого для начала

самоподдерживающейся термоядерной ре-

акции, — еще остается значительный «путь»:

примерно 20 раз

но

пт (произведение плот-

ности частиц на время удержания плазмы)

и примерно 10 раз

но

температуре. Резуль-

таты, полученные на Т-10, вместе с резуль-

татами, ожидаемыми на создаваемых уста-

новках (например, Т-20), по мере решения

разного рода инженерно-технологических

проблем служат базой для создания термо-

ядерного реактора «Токамака».

Управляемый термоядерный синтез от-

крывает человечеству доступ к неисчерпае-

мой «кладовой» ядерной энергии, заклю-

ченной в легких элементах. Наиболее заман-

чивой в этом смысле является возможность

извлечения энергии из дейтерия, содержа-

щегося в обычной воде. В самом деле, коли-

чество дейтерия в океанской воде составля-

ет примерно 4 • 10

т, чему соответствует

энергетический запас 10

МВт • год. Други-

ми словами, эти ресурсы не ограничены.

Остается только надеяться, что решение

этих проблем — дело недалекого будущего.

Контрольные вопросы

Какие частицы образуют ядро атома цинка? Сколько их?

Атомное ядро «составили» из

^свободных

нуклонов (масса каждого нуклона равна т).

Чему равны масса и удельная энергия связи этого ядра?

Чем отличаются изобары от изотопов?

Почему прочность ядер уменьшается при переходе к тяжелым элементам?

Как объясняется сверхтонкая структура спектральных линий?

Как и во сколько раз изменится число ядер радиоактивного вещества за время, равное

трем периодам полураспада?

Как (по какому закону) изменяется со временем активность нуклида?

Как объясняется

а-распад

на основе представлений квантовой теории?

Как изменится положение химического

элемента

в Периодической системе элементов

Д. И. Менделеева после двух

а-раснадов

ядер его атомов? после последовательных одного

а-распада

и двух (3~-распадов?

Дж.Лоусон

(р. 1923) — английский физик.

509

• Как объясняется непрерывность энергетического спектра

(3-частиц?

• Изменится ли химическая природа элемента при испускании его ядром

^-кванта?

• Какие явления сопровождают прохождение

^-излучения

через вещество и в чем их суть?

• В чем суть эффекта Мёссбауэра? Где его применяют?

• Под действием каких частиц

(а-частиц,

нейтронов) ядерные реакции более эффектив-

ны? Почему?

• Чем объяснить выброс нейтрино (антинейтрино) при

^-распадах?

• По каким признакам можно классифицировать ядерные реакции?

• Запишите схему е-захвата. Что сопровождает е-захват? В чем его отличие от

^-распадов?

• Что представляет собой реакция деления ядер? Приведите примеры.

• Охарактеризуйте нейтроны деления. Какие они бывают?

• В результате какой реакции происходит превращение ядер

в ядра

^Ри?

Каковы ее

перспективы?

• Что можно сказать о характере цепной реакции деления, если: 1) к > 1; 2) к = 1; 3) к < 1?

• Почему деление тяжелых ядер и синтез атомных ядер сопровождаются выделением боль-

шого количества энергии? Когда на один нуклон выделяется большая энергия? Почему?

• По каким признакам можно классифицировать ядерные реакторы?

ЗАДАЧИ

32.1. Определите удельную энергию связи для ядра

^С,

если масса его нейтрального

атома равна 19,9272 • 10~

кг. [7,7 МэВ/нуклон]

32.2. Определите, какая часть (в %) начального количества ядер радиоактивного изото-

па останется нераспавшейся по истечении времени t, равного трем средним временам жиз-

ни т радиоактивного ядра. [5 % ]

32.3. Период полураспада радиоактивного изотопа составляет 24 ч. Определите время,

за которое распадается

начального количества ядер. [10,5 ч]

32.4. Поглощается или выделяется энергия при ядерной реакции

Н +

Не

—*

}

-f

Не

Определите эту энергию. [18,4 МэВ]

32.5. В процессе осуществления реакции

—>

_\е-\-

"е

энергия фотона была равна

2,02 МэВ. Определите полную кинетическую энергию позитрона и электрона в момент их

возникновения. [1 МэВ]

32.8. В ядерном реакторе на тепловых нейтронах среднее время жизни одного поколе-

ния нейтронов составляет Г = 90

мс.

Принимая коэффициент размножения нейтронов

к—1,003,

определите период т реактора, т. с. время, в течение которого поток тепловых ней-

тронов увеличится в е раз. [ т

= 30 с]

— 1

Глава

ЭЛЕМЕНТЫ ФИЗИКИ ЭЛЕМЕНТАРНЫХ ЧАСТИЦ

§ 269. Космическое излучение ходящего на Землю практически изот-

ропно со всех направлений космичес-

Развитие физики элементарных ча- кого пространства. Измерения интен-

стиц тесно связано с изучением косми- сивиости космического излучения, про-

ческого излучения — излучения, при- водимые методами, аналогичными ме-

510