Ядерная физика

В современной физике есть год, который называют «годом чу-дес». Это 1932-й год. Одним из таких «чудес» этого года было от-крытие нейтрона и создание нейтронно-протонной модели атом-ного ядра. В результате произошло выделение из атомной физики самостоятельного, бурно развивающегося направления – ядерной физики.

Ядерная физика изучает структуру и свойства атомных ядер. Она исследует также взаимопревращения атомных ядер, происхо-дящие в результате как радиоактивных распадов, так и различных ядерных реакций. К ядерной физике тесно примыкает физика элементарных частиц, физика и техника ускорителей заряженный частиц, ядерная энергетика.

Исследуя атомное ядро, ядерная физика использует различные теоретические модели, которые могут показаться противоречащи-ми друг другу. Немецкий физик М. Борн предложил в 1936 г. гид-родинамическую модель атомного ядра, согласно которой ядро уподобляется капле заряженной плотной жидкости, состоящей из интенсивно взаимодействующих между собой нуклонов (нейтро-нов и протонов). Как и в капле обычной жидкости, поверхность капли-ядра может колебаться, что при некоторых условиях приво-дит к развалу ядра. Американский физик М. Гепперт-Майер и од-новременно немецкий физик И. Йенсен разработали в 1950 г. обо-лочечную модель атомного ядра, в которой нуклоны ядра движутся независимо друг от друга в некоем усредненном поле ядерной си-лы. Подобно электронам в атоме, нуклоны заполняют различные оболочки, каждая из который характеризуется определённым зна-чением энергии. Стремясь примирить взаимно исключающие ис-ходные положения гидродинамической и оболочечной моделей, датские физики О. Бор и Б. Моттельсон, а также американский физик Дж. Рейнуотер разработали в начале 1950-х гг. так назы-ваемую обобщенную модель атомного ядра. Согласно этой модели, ядро состоит из сердцевины – устойчивой внутренней части (ну-клоны целиком заполненных оболочек) и «внешних» нуклонов, движущихся в поле, создаваемом нуклонами сердцевины. Под влиянием внешних нуклонов сердцевина ядра может деформиро-ваться, принимая форму вытянутого или, напротив, сплюснутого эллипсоида; может испытывать колебания.

Весьма важной обшивной составной частью ядерной физики яв-ляется нейтронная физика. Она занимается ядерными реакциями, происходящими под действием нуклонов. Поскольку нейтрон электрически нейтрален, электронное поле ядра-мишени не оттал-кивает его; поэтому даже медленные нейтроны могут беспрепят-ственно приблизится к ядру на расстояния, при которых начинают проявляться ядерные силы. Нейтронная физика исследует также взаимодействие очень медленных нейтронов с веществом (энергия таких нейтронов порядка 0,01 эВ и меньше). Получаемые в этих исследованиях данные по рассеянию нейтронов веществом ис-пользуются для выявления атомной структуры и характера движе-ния атомов в различных кристаллах, жидкостях и отдельных моле-кул.

Современная ядерная физика достаточно четко распадается на две органически взаимосвязанные «ветви» – теоретическую и экс-периментальную ядерную физику. Теоретическая ядерная физика «работает» с моделями атомного ядра и ядерных реакций; она опи-рается на фундаментальные физические теории, созданные в про-цессе исследования физики микромира. Экспериментальная ядер-ная физика использует богатейший арсенал современных исследо-вательских средств, включая в себя ядерные реакторы (как источ-ники мощных пучков нейтронов), ускорители заряженных частиц (как источники пучков ускоренных электронов, протонов, ионов, а также мезонов и гиперонов), разнообразные детекторы частиц, возникающих в ядерных реакциях. Ядерно-физические исследо-вания имеют огромное чисто научное значение, позволяя человеку глубже проникать в тайны строения материи. В то же время эти исследования необычайно важны и в практическом отношении (в ядерной энергетике, медицине и т.д.)

Ядерная энергетика

В атомных ядрах нуклоны (протоны и нейтроны) связаны ядер-ными силами, причем энергия связи Есв различна для разных ядер. Об энергии связи можно судить по дефекту масс ядер М – разни-це между суммой масс нуклонов и массой ядер, при этом Есв = Мс2 (с – скорость света). Измеренная таким образом зависимость Есв (в расчете 1 нуклон) от атомного веса ядра А достигает макси-мума (Есв  8 МэВ на 1 нуклон) для атомных ядер средних масс и спадает в сторону тяжелых и легких ядер.

В ядерных реакциях деления тяжелых ядер и синтеза легких ядер, в которых продукты реакции связаны более сильно, чем ис-ходные ядра, разница в энергиях связи переходит главным обра-зом в кинетическую энергию ядер – продуктов и выделяется при их торможении в веществе в виде тепла.

На использовании этой энергии основана ядерная энергетика. Поскольку в ядерных реакциях выделяется энергия МэВ по срав-нения с энергией связи атомов в молекулах эВ, выделяющейся в химических реакциях, теплотворная способность ядерных топлив оказывается в миллионы раз больше, чем обычных топлив.

Существует две возможности освобождение ядерной энергии и соответственно два главных направления ядерной энергетики.

Ядерная энергетика деления основана на делении тяжелых ядер нейтронами с образованием двух ядер-осколков А1 и А2 и не-скольких (v) нейтрино. В природе есть лишь один изотоп – 235U, способный делиться под действием нейтронов любой энергии:

235U + n  A1 + A2 + v + E, причем величину Е  200 МэВ, а средняя величина v  2,5. Поскольку v > 1, возникает возможность осуще-ствления цепной реакции, для чего служат ядерные реакторы де-ления (часто их называют атомными реакторами). Нейтроны, «ро-ждающиеся» при делении, сталкиваются с ядрами, могут вызвать деление, а могут поглотиться без деления или же вылететь из реак-тора. Лишь при некоторой концепции делящихся ядер (критиче-ская концепция) и при некоторых размерах реактора (критиче-ский размер) в каждом следующем «поколении» цепной реакции рождаются столько же нейтронов, сколько в предыдущем. В этом случае говорят о критическом реакторе, в котором осуществляется стационарная во времени цепная реакция.

В природном уране 235U составляет лишь 0,7%, а 99,3% — 238U, который в основном поглощает нейтроны без деления. Чтобы осу-ществить цепную реакцию в уране природного состава, необходи-мо замедлить нейтроны от энергии Ен  2 МэВ, с которыми они рождаются при делении, до очень малых энергий Ен  1/40 эВ, со-ответствующих их тепловому равновесию со средой, так как при этих энергиях резко падает вероятность поглощения нейтронов ураном-238, а вероятность поглощения их ураном-235 растет. С этой целью в реактор наряду с ураном помещается замедлитель нейтронов – вещество с малым атомным весом и слабым поглоще-нием нейтронов (легкая или тяжелая вода, графит, бериллий). Это реактор на медленный (тепловых) нейтронах. Реактор же без за-медлителя – реактор на быстрых нейтронах – может стать крити-ческим лишь при использовании урана, обогащенного изотопом 235U до конкретизации около 10% и выше.

Наряду с ядерным топливом и замедлителем в состав реактора входят жидкий или газообразный теплоноситель для отвода тепла, конструкционные материалы, органы регулирования цепной реак-ции (например, подвижные стержни из поглощающего нейтроны материала). Обычно для уменьшения вылета нейтронов из реакто-ра зону реакции – активную зону – окружают отражателем.

Вне собственно реактора находятся защита от его излучения, системы циркуляции теплоносителя, преобразования энергии и перегрузки топлива, в ходящие в состав атомной электростанции.

Исходя их энергии деления Е  200 МэВ, нетрудно подсчитать, что на производство 1 Мвт-суток тепловой энергии в реакторе расходуется (делится) примерно 1 г урана по сравнению с 3 т обычного топлива (Мвт-сутки – это энергия, выделяемая источни-ком мощностью миллион ватт за 1 сутки).

Первая атомная электростанция (АЭС) с реактором деления была построена и пущена в СССР, в городе Обнинске, в 1954 г. К сере-дине 80-х годов мощность действующих АЭС в мире превысила 200 млн. кВт (эл) и составила около 10% всех электрогенерирую-щих мощностей. В большинстве атомных электростанций исполь-зуется ядерные реакторы на тепловых нейтронах с легкой водой в качестве замедлителя и теплоносителя, а также реакторы графи-товым или тяжеловодным замедлителем и охлаждением водой, уг-лекислым газом, гелием. Ядерные реакторы используют на круп-ном морском транспорте (ледоколы, подводные лодки), на спутни-ках земли. В соответствующих реакторах на тепловых нейтронах сжигается (делится) 235U, так что с учетом потерь используется только около 0,5% всего добываемого урана.

Однако запасы урана в месторождениях с высокой его концен-трацией в руде (0,1% и более) невелики – 10-20 млн. т., так что по мере роста мощностей АЭС пришлось бы использовать более бед-ные руды с соответствующим удорожанием ядерной энергии. Что-бы избежать этого, разрабатываются способы воспроизводства ядерного горючего путем переработки 238U в искусственное ядер-ное горючее 239Pu по реакции: .

Поскольку v > 2, можно, принять меры к снижению потерь ней-тронов, создать условия, при которых количество нового горючего, появившегося в результате данной реакции, станет превышать ко-личество сгораемого горючего.

Такое расширенное воспроизводство ядерного горючего обеспе-чивает в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Для их охлаждения нельзя использовать воду, являющуюся хорошим за-медлителем нейтронов; приходится применять с этой целью жид-кий метал – натрий. Существуют возможности строительства бы-стрых реакторов с газовым или паровым охлаждением. Первый промышленный быстрый реактор был пущен в 1972 г. в СССР в городе Шевченко.

Другой вид искусственного горючего можно получить в