Урок по ядерной физике.

Для осуществления ценной реакции пригодны лишь ядра U-235. Естественный уран состоит из U-235 (0,7%), U-238 (99,3%). Ядра  U-235 делятся как быстрыми, так и медленными нейтронами, U-238  — только быстрыми с энергией 1 МэВ. Нейтронов с такой энергией при делении 60%, но только один из пяти производит деление.
Цепнную реакцию чистого изотопа U-238 осуществить медленными нейтронами невозможно. Для ее течения необходимо, чтобы коэффициент размножения нейтронов был k =619; 1. В этом случае число нейтронов  увеличивается или остается постоянным и цепнная реакция протекает. При k <1 число  U-235  убывает и цепная реакция невозможна.
Коэффициент размножения увеличивается при захвате медленных нейтронов ядром U-235  или быстрых нейтронов ядрами   U-238 и  U-235 с последующим делением, уменьшается при захвате нейтрона ядром без последующего деления, при вылете нейтрона из делящегося вещества, при захвате нейтрона продуктами деления, замедлителями и конструктивными элементами установки.
С целью уменьшения вылета нейтронов с куска урана увеличивают массу урана. Количество распавшихся ядер пропорционально массе урана, которая растет быстрее, чем площадь его поверхности, если форма урана с критической массой шарообразна.
Минимальное значение массы урана, при которой возможна цепная реакция, называется критической массой. В зависимости от устройства установок и типа горючего критическая масса изменяется от 250г до сотен килограммов.
Существуют два вида ядерных реакций: неуправляемая ценная реакция и управляемая цепная реакция.
Схема развития цепной реакции деления ядер урана представлена на рис.1.
 
Устройство, в котором поддерживается управляемая реакция деления ядер, называется ядерным (или атомным) реактором. Схема ядерного реактора на медленных нейтронах приведена на рис.2.
 
Схема устройства ядерного реактора.
Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием урана-235 (до 3 %). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор, которые интенсивно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции.
Активная зона охлаждается с помощью прокачиваемого теплоносителя, в качестве которого может применяться вода или металл с низкой температурой плавления (например, натрий, имеющий температуру плавления 98 °C). В парогенераторе теплоноситель передает тепловую энергию воде, превращая ее в пар высокого давления. Пар направляется в турбину, соединенную с электрогенератором. Из турбины пар поступает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя I и парогенератора II работают по замкнутым циклам.
Турбина атомной электростанции является тепловой машиной, определяющей в соответствии со вторым законом термодинамики общую эффективность станции. У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 0,3.  Следовательно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.
Однако, главная проблема состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой.
Наряду с описанным выше ядерным реактором, работающим на медленных нейтронах, большой практический интерес представляют реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. В таких реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15 % изотопа  Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе ядра урана-238, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных ?–-распадов превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива:
 
Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, то есть на 1 кг урана-235 получается до 1,5 кг плутония. В обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.
Первый ядерный реактор был построен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми. В нашей стране первый реактор был построен в 1946 году под руководством И. В. Курчатова.