Реакція розподілу урану формула. Поділ ядер урану і ланцюгова реакція. Реактор з водою під тиском
розподіл ядер- процес розщеплення атомного ядра на два ядра з близькими масами, званих осколками поділу. В результаті поділу можуть виникати і інші продукти реакції: легкі ядра (в основному альфа-частинки), нейтрони і гамма-кванти. Розподіл буває спонтанним (мимовільним) і вимушеним (в результаті взаємодії з іншими частинками, перш за все, з нейтронами). Розподіл важких ядер - екзотермічний процес, В результаті якого вивільняється велика кількість енергії у вигляді кінетичної енергії продуктів реакції, а також випромінювання. Розподіл ядер служить джерелом енергії в ядерних реакторах і ядерній зброї.
У 1938 році німецькі вчені О. Ганн і Ф. Штрассман виявили, що при опроміненні урану нейтронами утворюються елементи з середини періодичної системи - барій і лантан, що заклало основу для практичного використання ядерної енергії.
Розподіл важких ядер відбувається при захопленні нейтронів. При цьому випускаються нові частинки і звільняється енергія зв'язку ядра, що передається осколкам поділу.
Фізики А. Майтнер і О. Фріш пояснили це явище тим, що захопила нейтрон ядро урану ділиться на дві частини, що отримали назву осколків. Варіантів розподілу налічується понад двісті, наприклад:
- 235U + 1 n> 139 Xe + 95 Sr +2 1 n.
- 92 0 54 38 0
При цьому на одне ядро ізотопу урану 235 U виділяється 200 МеВ енергії.
Більшу частину цієї енергії отримують ядра-осколки, решта припадає на кінетичну енергію нейтронів ділення і енергію випромінювання.
Для синтезу однойменно заражених протонів необхідно подолання кулонівських сил відштовхування, що можливо при досить високих швидкостях частинок, що стикаються. Необхідні умови для синтезу ядер гелію з протонів є в надрах зірок. На землі термоядерна реакція синтезу здійснена при експериментальних термоядерних вибухах.
Оскільки у важких ядер співвідношення числа нейтронів і протонів N / Z? 1,6, а у більш легких ядер - осколків воно близьке до одиниці, оскільки в момент свого виникнення виявляються перевантаженими нейтронами, щоб перейти в стабільний стан, вони випускають вториннінейтрони. Випускання вторинних нейтронів є важливою особливістю реакції поділу важких ядер, тому вторинні нейтрони називають ще нейтронами ділення. При розподілі кожного ядра урану випускаються 2-3 нейтрона ділення. Вторинні нейтрони можуть викликати нові акти поділу, що робить можливим здійснення ланцюгової реакції поділу- ядерної реакції, в якій, які призводять до реакцію, утворюються як продукти цієї реакції. Ланцюгова реакція характеризується коефіцієнтом розмноження нейтронів k,рівним відношенню числа нейтронів на даному етапі реакції до числа їх на попередньому етапі. якщо k< 1, цепная реакция не возникает (или прекращается), при k >1 йде розвивається ланцюгова реакція, число поділок лавиноподібно наростає і реакція може стати вибуховою. При k = 1 йде самопідтримується реакція, при якій число нейтронів залишається постійним. Саме така ланцюгова реакція здійснюється в ядерних реакторах.
Коефіцієнт розмноження залежить від природи речовини, що ділиться, а для цього ізотопу - від його кількості, а також від розмірів і форми активної зони- простору, в якому відбувається ланцюгова реакція. Не всі нейтрони, що володіють енергією досить для поділу ядра, беруть участь у ланцюговій реакції - частина їх «застряє» в ядрах неделящихся домішок, завжди присутніх в активній зоні, А частина залишає активну зону, розміри якої кінцеві, раніше, ніж буде захоплена яким-небудь ядром (витік нейтронів). Мінімальні розміри активної зони, при яких можлива ланцюгова реакція, називаються критичними розмірами, А мінімальна маса речовин, що діляться, що знаходяться в системі критичних розмірів, називається критичною масою.Так, в шматку чистого урану 92 235 U кожен нейтрон, захоплений ядром викликає поділ з випусканням в середньому 2,5 вторинних нейтронів, але якщо маса такого урану менше 9 кг., То більшість нейтронів вилітають назовні, не викликавши поділу, так що ланцюгова реакція не виникає. Тому речовини, ядра яких здатні ділитися, зберігають у вигляді ізольованих один від одного шматків, менших критичної маси. Якщо швидко і щільно з'єднати кілька таких шматків, так що їх сумарна маса перевищить критичну масу, почнеться лавиноподібне розмноження нейтронів, і ланцюгова реакція придбає некерований вибуховий характер. На цьому заснований пристрій атомної бомби.
Крім реакції поділу важких ядер, існує ще один спосіб звільнення внутрішньоядерної енергії - реакція синтезу легких ядер. Величина енерговиділення в процесі синтезу настільки велика, що при великій концентрації взаємодіючих ядер її може виявитися досить для виникнення ланцюгової термоядерної реакції. У цьому процесі швидке тепловий рух ядер підтримується за рахунок енергії реакції, а сама реакція - за рахунок теплового руху. Для досягнення необхідної кінетичної енергії температура реагує речовини повинна бути дуже високою (107 - 108 К). При такій температурі речовина знаходиться в стані гарячої, повністю іонізованої плазми, що складається з атомних ядер і електронів. Абсолютно нові можливості відкриваються перед людством із здійсненням термоядерної реакції синтезу легких елементів. Можна уявити собі три способи здійснення цієї реакції:
- 1) повільна термоядерна реакція, мимовільно відбувається в надрах Сонця та інших зірок;
- 2) швидка самопідтримується термоядерна реакція некерованого характеру, яка відбувається під час вибуху водневої бомби;
- 3) керована термоядерна реакція.
Некерована термоядерна реакція - це воднева бомба, вибух якої відбувається в результаті ядерного взаємодії:
Д + Д -> Не3 + n; Д + Д -> Т + р; Т + Д -> Не4 + n,
приводить до синтезу ізотопу гелію He3, що містить в ядрі два протони і один нейтрон, і звичайного гелію Не4, що містить в ядрі два протони і два нейтрони. Тут n - це нейтрон, а р - протон, Д - дейтерій і Т - тритій.
Вивчення взаємодії нейтронів з речовиною призвело до відкриття ядерних реакцій нового типу. У 1939 р О. Ган і Ф. Штрассман досліджували хімічні продукти, що виходять при бомбардуванні нейтронами ядер урану. Серед продуктів реакції був виявлений барій - хімічний елементз масою багато менше, ніж маса урану. Завдання було вирішена німецькими фізиками Л. Мейтнерома і О. Фришем, які показали, що при поглинанні нейтронів ураном відбувається поділ ядра на два осколки:
де k > 1.
При розподілі ядра урану тепловий нейтрон з енергією ~ 0,1 еВ звільняє енергію ~ 200 МеВ. Суттєвим моментом є те, що цей процес супроводжується появою нейтронів, здатних викликати розподіл інших ядер урану, - ланцюгова реакція поділу . Таким чином, один нейтрон може дати початок розгалуженої ланцюга поділів ядер, причому число ядер, що беруть участь в реакції поділу буде експоненціально зростати. Відкрилися перспективи використання ланцюгової реакції поділу в двох напрямках:
· керована ядерна реакція поділу- створення атомних реакторів;
· некерована ядерна реакція поділу- створення ядерної зброї.
У 1942 р в США був побудований перший ядерний реактор. В СРСР перший реактор був запущений в 1946 р В даний час теплова і електрична енергія виробляється в сотнях ядерних реакторів, які працюють в різних країнах світу.
Як видно з рис. 4.2, з ростом значення Апитома енергія зв'язку збільшується аж до А»50. Це поведінку можна пояснити складанням сил; енергія зв'язку окремого нуклона посилюється, якщо його притягають не один або два, а кілька інших нуклонів. Однак в елементах зі значеннями масового числа більше А»50 питома енергія зв'язку поступово зменшується з ростом А.Це пов'язано, з тим, що ядерні сили тяжіння є короткодіючими радіусом дії порядку розмірів окремого нуклона. За межами цього радіусу переважають сили електростатичного відштовхування. Якщо два протона видаляються більш ніж на 2,5 × 10 - 15 м, то між ними переважають сили кулонівського відштовхування, а не ядерного тяжіння.
Наслідком такої поведінки питомої енергії зв'язку в залежності від Ає існування двох процесів - синтезу і ділення ядер . Розглянемо взаємодію електрона і протона. При утворенні атома водню вивільняється енергія 13,6 еВ і маса атома водню виявляється на 13,6 еВ менше суми мас вільного електрона і протона. Аналогічно, маса двох легких ядер перевищує мaccу після їх з'єднання на D М. Якщо їх з'єднати, то вони зіллються з виділенням енергії D мс 2. Цей процес називається синтезом ядер . Різниця мас може перевищувати 0,5%.
Якщо розщеплюється важке ядро на два легших ядра, то їх маса буде меншою за масу батьківського ядра на 0,1%. У важких ядер існує тенденція до поділуна два легших ядра з виділенням енергії. Енергія атомної бомби і ядерного реактора є енергію , вивільняється при розподілі ядер . Енергія водневої бомби - це енергія, що виділяється при ядерному синтезі. Альфа-розпад можна розглядати як сильно асиметричне поділ, при якому батьківські ядро Мрозщеплюється на маленьку альфа-частинку і велике залишкове ядро. Альфа-розпад можливий, тільки якщо в реакції
маса Мвиявляється більше суми мас і альфа-частинки. У всіх ядер з Z> 82 (свинець) .При Z> 92 (уран) напівперіоди альфа-розпаду виявляються значно довше віку Землі, і такі елементи не зустрічаються в природі. Однак їх можна створити штучно. Наприклад, плутоній ( Z= 94) можна отримати з урану в ядерному реакторі. Ця процедура стала звичайною і обходиться всього в 15 доларів за 1 м Досі вдалося отримати елементи аж до Z= 118, однак набагато більш дорогою ціною і, як правило, в незначних кількостях. Можна сподіватися, що радіохіміки навчаться отримувати, хоча і в невеликих кількостях, нові елементи з Z> 118.
Якби масивне ядро урану вдалося розділити на дві групи нуклонів, то ці групи нуклонів перебудувалися б в ядра з більш сильним зв'язком. У процесі перебудови виділилася б енергія. Спонтанне ділення ядер дозволено законом збереження енергії. Однак потенційний бар'єр в реакції поділу у зустрічаються в природі ядер настільки високий, що ймовірність спонтанного ділення виявляється набагато меншою ймовірності альфа-розпаду. Період напіврозпаду ядер 238 U щодо спонтанного ділення становить 8 × 10 15 років. Це більш ніж в мільйон разів перевищує вік Землі. Якщо нейтрон стикається з тяжелимядром, то воно може перейти на більш високий енергетичний рівень поблизу вершини електростатичного потенційного бар'єру, в результаті зросте ймовірність поділу. Ядро в збудженому стані може володіти значним моментом імпульсу і придбати овальну форму. Ділянки на периферії ядра легше проникають крізь бар'єр, оскільки вони частково вже знаходяться за бар'єром. У ядра овальної форми роль бар'єру ще більше послаблюється. При захопленні ядром або повільного нейтрона утворюються стану з дуже короткими часом життя щодо поділу. Різниця мас ядра урану і типових продуктів поділу така, що в середньому при розподілі урану вивільняється енергія 200 МеВ. Маса спокою ядра урану 2,2 × 10 5 МеВ. У енергію перетворюється близько 0,1% цієї маси, що дорівнює відношенню 200 МеВ до величини 2,2 × 10 5 МеВ.
оцінка енергії,звільняється при розподілі,може бути отримана з формули Вайцзеккера :
При розподілі ядра на два осколки змінюється поверхнева енергія і кулоновская енергія 
, Причому поверхнева енергія збільшується, а кулоновская енергія зменшується. Розподіл можливо в тому випадку, коли енергія, що вивільняється при розподілі, Е > 0.
.
тут A 1 = A/2, Z 1 = Z/ 2. Звідси отримаємо, що розподіл енергетично вигідно, коли Z 2 /A> 17. Величина Z 2 /Aназивається параметром подільності . енергія Е, Що звільняється при розподілі, зростає зі збільшенням Z 2 /A.
У процесі поділу ядро змінює форму - послідовно проходить черезследующіе стадії (рис. 9.4): куля, еліпсоїд, гантель, два грушовидних осколка, два сферичних осколка.
Після того як поділ сталося, і осколки знаходяться один від одного на відстані багато більшому їх радіусу, потенційну енергію осколків, яка визначається кулоновским взаємодією між ними, можна вважати рівною нулю.
Внаслідок еволюції форми ядра, зміна його потенційної енергії визначається зміною суми поверхневої і кулоновской енергій . Передбачається, що обсяг ядра в процесі деформації залишається незмінним. Поверхнева енергія при цьому зростає, тому що збільшується площа поверхні ядра. Кулонівська енергія зменшується, тому що збільшується середня відстань між нуклонами. У разі малих еліпсоїдальних деформацій зростання поверхневої енергії відбувається швидше, ніж зменшення кулоновской енергії.
В області важких ядер сума поверхневої і кулоновской енергій збільшується зі збільшенням деформації. При малих еліпсоїдальних деформаціях зростання поверхневої енергії перешкоджає подальшій зміні форми ядра, а отже і поділу. Наявність потенційного бар'єру перешкоджає миттєвому мимовільного поділу ядер. Для того щоб ядро миттєво розділилося, йому необхідно повідомити енергію, що перевищує висоту бар'єру поділу Н.
Висота бар'єру Нтим більше, чим менше відношення кулоновской і поверхневої енергії в початковому ядрі. Це ставлення, в свою чергу, збільшується зі збільшенням параметра подільності Z 2 /А.Чим важче ядро, тим менше висота бар'єру Н, Так як параметр подільності збільшується зі зростанням масового числа:
Більш важким ядер, як правило, потрібно повідомити меншу енергію, щоб викликати розподіл. З формули Вайцзеккера слід, що висота бар'єру поділу звертається в нуль при. Тобто згідно крапельної моделі в природі мають бути відсутні ядра з, так як вони практично миттєво (за характерне ядерне час близько 10 -22 с) мимовільно діляться. Існування атомних ядер з ( « острів стабільності ») Пояснюється оболочечной структурою атомних ядер. Мимовільне ділення ядер з , Для яких висота бар'єру Нне дорівнює нулю, з точки зору класичної фізики неможливо. З точки зору квантової механікитакий розподіл можливо в результаті проходження осколків через потенційний бар'єр і носить назву спонтанного ділення . Імовірність спонтанного ділення зростає зі збільшенням параметра подільності, тобто зі зменшенням висоти бар'єру поділу.
Вимушене поділ ядер з може бути викликано будь-якими частками: фотонами, нейтронами, протонами, дейтронами, α-частинками і т.д., якщо енергія, яку вони вносять в ядро, достатня для подолання бар'єру поділу.
Маси осколків, що утворюються при діленні тепловими нейтронами, не рівні. Ядро прагне розділитися таким чином, щоб основна частина нуклонів осколка утворила стійкий магічний остов. На рис. 9.5 наведено розподіл по масах при розподілі. Найбільш ймовірна комбінація масових чисел - 95 і 139.
Ставлення числа нейтронів до числа протонів в ядрі дорівнює 1,55, в той час як у стабільних елементів, що мають масу, близьку до маси уламків поділу, це відношення 1,25 - 1,45. Отже, оскільки ділення сильно перевантажені нейтронами і нестійкі до β-розпаду - радіоактивні.
В результаті поділу вивільняється енергія ~ 200 МеВ. Близько 80% її припадає на енергію осколків. За один акт поділу утворюється більше двох нейтронів ділення із середньою енергією ~ 2 МеВ.
В 1 г будь-якої речовини міститься 
. Розподіл 1 г урану супроводжується виділенням ~ 9 × 10 10 Дж. Це майже в 3 млн разів перевершує енергію спалювання 1 г вугілля (2,9 × 10 4 Дж). Звичайно, 1 г урану обходиться значно дорожче 1 г вугілля, ностоімость 1 Дж енергії, отриманої спалюванням вугілля, виявляється в 400 разів вище, ніж в разі уранового палива. Вироблення 1 кВт × год енергії обходилася в 1,7 цента на електростанціях, що працюють на вугіллі, і в 1,05 цента на ядерних електростанціях.
завдяки ланцюгової реакціїпроцес ділення ядер можна зробити самопідтримуваним . При кожному діленні вилітають 2 або 3 нейтрона (рис. 9.6). Якщо одному з цих нейтронів вдасться викликати розподіл іншого ядра урану, то процес буде самопідтримуваним.
Сукупність речовини, що ділиться, що задовольняє цій вимозі, називається критичної складанням . Перша така збірка, названа ядерним реактором , Була побудована в 1942 році під керівництвом Енріко Фермі на території Чиказького університету. Перший ядерний реактор був запущений в 1946 році під керівництвом І. Курчатова в Москві. Перша атомна електростанція потужністю 5 МВт була пущена в СРСР в 1954 р в м Обнінську (рис. 9.7).
масуі можна також зробити надкрітіческой . У цьому випадку виникають при розподілі нейтрони викликатимуть кілька вторинних поділів. Оскільки нейтрони рухаються зі швидкостями, що перевищують 10 8 см / с, надкрітіческіх збірка може повністю прореагувати (або розлетітися) швидше, ніж за тисячну частку секунди. Такий пристрій називається атомною бомбою . Ядерний заряд з плутонію або урану переводять в надкрітіческое стан зазвичай за допомогою вибуху. Підкритичну масу оточують хімічної вибухівкою. При її вибуху плутонієва або уранова маса піддається миттєвого зменшення. Оскільки щільність сфери при цьому значно зростає, швидкість поглинання нейтронів виявляється вищою за швидкість втрати нейтронів за рахунок їх вильоту назовні. В цьому і полягає умова надкритичності.
На рис. 9.8 зображена схема атомної бомби «Малюк», скинутої на Хіросіму. Ядерною вибухівкою в бомбі служив, розділений на дві частини, маса яких була менше критичної. Необхідна для вибуху критична маса створювалася в результаті з'єднання обох частин «методом гармати» за допомогою звичайної вибухівки.
Під час вибуху 1 т тринітротолуолу (ТНТ) вивільняється 10 9 кал, або 4 × 10 9 Дж. Під час вибуху атомної бомби, витрачає 1 кг плутонію, вивільняється близько 8 × 10 13 Дж енергії.
Або це майже в 20 000 разів більше, ніж при вибуху 1 т ТНТ. Така бомба називається 20-кілотонн бомбою. Сучасні бомби потужністю в мегатонни в мільйони разів могутніше звичайної ТНТ-вибухівки.
Виробництво плутонію засноване на опроміненні 238 U нейтронами, що веде до утворення ізотопу 239 U, який в результаті бета-розпаду перетворюється в 239 Np, а потім після ще одного бета-розпаду в 239 Рu. При поглинанні нейтрона з малою енергією обидва ізотопу 235 U і 239 Рu відчувають поділ. Продукти поділу характеризуються більш сильним зв'язком (~ 1 МеВ на нуклон), завдяки чому в результаті поділу вивільняється приблизно 200 МеВ енергії.
Кожен грам витраченого плутонію або урану породжує майже грам радіоактивних продуктів поділу, що володіють величезною радіоактивністю.
Для перегляду демонстрацій, натисність відповідну гіперпосиланням:
У 1934 р Е. Фермі вирішив отримати трансуранові елементи, опромінюючи 238 U нейтронами. Ідея Е. Фермі полягала в тому, що в результаті β - розпаду ізотопу 239 U утворюється хімічний елемент з порядковим номером Z = 93. Проте ідентифікувати освіту 93-його елемента не вдавалося. Замість цього в результаті радіохімічного аналізу радіоактивних елементів, виконаного О.Ганом і Ф.Штрассманом, було показано, що одним з продуктів опромінення урану нейтронами є барій (Z = 56) - хімічний елемент середнього атомного ваги, в той час як згідно з припущенням теорії Фермі повинні були виходити трансуранові елементи.
Л. Мейтнер і О. Фріш висловили припущення, що в результаті захоплення нейтрона ядром урану відбувається розвал складеного ядра на дві частини
92 U + n → 56 Ba + 36 Kr + xn.
Процес поділу урану супроводжується появою вторинних нейтронів (x> 1), здатних викликати розподіл інших ядер урану, що відкриває потенційну можливість виникнення ланцюгової реакції поділу - один нейтрон може дати початок розгалуженої ланцюга поділів ядер урану. При цьому число розділилися ядер має зростати експоненціально. Н. Бор і Дж. Уїллер розрахували критичну енергію необхідну, щоб ядро 236 U, що утворився в результаті захоплення нейтрона ізотопом 235 U, розділилося. Ця величина дорівнює 6,2 МеВ, що менше енергії збудження ізотопу 236 U, що утворюється при захопленні теплового нейтрона 235 U. Тому при захопленні теплових нейтронів можлива ланцюгова реакція поділу 235 U. Для найбільш поширеного ізотопу 238 U критична енергія дорівнює 5,9 МеВ, в той час як при захопленні теплового нейтрона енергія збудження утворився ядра 239 U становить лише 5,2 МеВ. Тому ланцюгова реакція поділу найбільш поширеного в природі ізотопу 238 U під дією теплових нейтронів виявляється неможливою. В одному акті поділу вивільняється енергія ≈ 200 МеВ (для порівняння в хімічних реакціях горіння в одному акті реакції виділяється енергія ≈ 10 еВ). Можливості створення умов для ланцюгової реакції поділу відкрили перспективи використання енергії ланцюгової реакції для створення атомних реакторів і атомної зброї. Перший ядерний реактор був побудований Е. Фермі в США в 1942 р В СРСР перший ядерний реактор був запущений під керівництвом І.Курчатова в 1946 р У 1954 р в м.Обнінськ почала працювати перша в світі атомна електростанція. В даний час електрична енергія виробляється приблизно в 440 ядерних реакторах в 30 країнах світу.
У 1940 р Г.Флеров і К.Петржак відкрили спонтанне ділення урану. Про складність проведення експерименту свідчать наступні цифри. Парціальний період напіврозпаду по відношенню спонтанного поділу ізотопу 238 U становить 10 16 -10 17 років, в той час як період розпаду ізотопу 238 U становить 4.5 ∙ 10 9 років. Основним каналом розпаду ізотопу 238 U є α-розпад. Для того, щоб спостерігати спонтанне ділення ізотопу 238 U, потрібно було реєструвати один акт поділу на тлі 10 7 -10 8 актів α-розпаду.
Імовірність спонтанного ділення в основному визначається проникністю бар'єру поділу. Імовірність спонтанного ділення збільшується зі збільшенням заряду ядра, тому що при цьому збільшується параметр розподілу Z 2 / A. У изотопах Z< 92-95
деление происходит преимущественно с образованием двух осколков деления с
отношением масс тяжёлого и лёгкого осколков 3:2. В изотопах
Z >100 переважає симетричне розподіл з утворенням однакових по масі осколків. Зі збільшенням заряду ядра частка спонтанного ділення в порівнянні з α-розпадом збільшується.
| ізотоп | Період напіврозпаду | канали розпаду |
|---|---|---|
| 235 U | 7.04 × 10 8 років | α (100%), SF (7 · 10 -9%) |
| 238 U | 4.47 10 9 років | α (100%), SF (5.5 · 10 -5%) |
| 240 Pu | 6.56 · 10 3 років | α (100%), SF (5.7 · 10 -6%) |
| 242 Pu | 3.75 × 10 5 років | α (100%), SF (5.5 · 10 -4%) |
| 246 Cm | 4.76 · 10 3 років | α (99,97%), SF (0.03%) |
| 252 Cf | 2.64 років | α (96,91%), SF (3.09%) |
| 254 Cf | 60.5 років | α (0,31%), SF (99.69%) |
| 256 Cf | 12.3 років | α (7.04 · 10 -8%), SF (100%) |
Поділ ядер. Історія
1934 р- Е. Фермі, опромінюючи уран тепловими нейтронами, виявив серед продуктів реакції радіоактивні ядра, природу яких встановити не вдалося.
Л. Сциллард висунув ідею ланцюгової ядерної реакції.
1939 р- О. Ган і Ф. Штрассман виявили серед продуктів реакцій барій.
Л. Мейтнер і О. Фріш вперше оголосили, що під дією нейтронів відбувалося поділ урану на два порівнянних за масою осколка.
Н. Бор і Дж. Уілер дали кількісну інтерпретацію поділу ядра, ввівши параметр розподілу.
Я. Френкель розвинув крапельну теорію поділу ядер повільними нейтронами.
Л. Сциллард, Е. Вігнер, Е. Фермі, Дж. Уілер, Ф. Жоліо-Кюрі, Я. Зельдович, Ю. Харитон обгрунтували можливість протікання в урані ланцюгової ядерної реакції поділу.
1940 р- Г. Флерів і К. Петржак відкрили явище спонтанного ділення ядер урану U.
1942 р- Е. Фермі здійснив керовану ланцюгову реакцію поділу в першому атомного реакторі.
1945 р- Перше випробування ядерної зброї (штат Невада, США). На японські міста Хіросіма (6 серпня) і Нагасакі (9 серпня) американськими військами були скинуті атомні бомби.
1946 р- Під керівництвом І.В. Курчатова був пущений перший в Європі реактор.
1954 р- Запущена перша в світі атомна електростанція (р Обнінськ, СРСР).
Поділ ядер.З 1934 р Е. Фермі став застосовувати нейтрони для бомбардування атомів. З тих пір кількість стійких або радіоактивних ядер, отриманих шляхом штучного перетворення, зросла до багатьох сотень, і майже всі місця періодичної системи заповнилися ізотопами.
Атоми, що виникають у всіх цих ядерних реакціях, займали в періодичній системі те саме місце, що й бомбардувати атом, або сусідні місця. Тому справило велику сенсацію доказ Ганом і Штрассманом в 1938 р того, що при обстрілі нейтронами останнього елемента періодичної системи−урану−відбувається розпад на елементи, які стоять в середніх частинах періодичної системи. Тут виступають різні види розпаду. Виникаючі атоми в більшості своїй нестійкі і негайно ж розпадаються далі; у деяких час напіврозпаду вимірюється секундами, так що Ган мав застосувати аналітичний метод Кюрі для продовження такого швидкого процесу. Важливо відзначити, що стоять перед ураном елементи, протактиний і торій, також виявляють подібний розпад під дією нейтронів, хоча для того, щоб розпад почався, потрібна вища енергія нейтронів, ніж в разі урану. Поряд з цим в 1940 р Г. Н. Флеров і К. А. Петржак виявили спонтанне розщеплення уранового ядра з найбільшим з відомих до тих пір періодом напіврозпаду: близько 2· 10 15 років; цей факт стає явним завдяки звільняються при цьому нейтронам. Так з'явилася можливість зрозуміти, чому «природна» періодична система закінчується трьома названими елементами. Тепер стали відомі трансуранові елементи, але вони настільки нестійкі, що швидко розпадаються.
Розщеплення урану за допомогою нейтронів дає тепер можливість того використання атомної енергії, яке вже багатьом ввижалося, як «мрія Жюля Верна».
М. Лауе, «Історія фізики»
1939 М. О. Ган і Ф. Штрассман, опромінюючи солі урану тепловими нейтронами, виявили серед продуктів реакції барій (Z = 56)
 Отто Ганн (1879 – 1968) |
Розподіл ядер - розщеплення ядра на два (рідше три) ядра з близькими масами, які називають осколками поділу. При розподілі виникають і інші частинки - нейтрони, електрони, α-частинки. В результаті поділу вивільняється енергія ~ 200 МеВ. Розподіл може бути спонтанним або вимушеним під дією інших частинок, найчастіше нейтронів.
характерною особливістюподілу є те, що осколки поділу, як правило, істотно розрізняються по масам, т. е. переважає асиметричне поділ. Так, в разі найбільш ймовірного розподілу ізотопу урану 236 U, ставлення мас осколків одно 1.46. Важкий осколок має при цьому масове число 139 (ксенон), а легкий - 95 (стронцій). З урахуванням випускання двох миттєвих нейтронів розглянута реакція поділу має вигляд
Нобелівська премія з хімії
1944 г. - О. Ган.
За відкриття реакції поділу ядер урану нейтронами.
осколки поділу
Залежність середніх мас легкої та важкої груп осколків від маси ділиться ядра.
Відкриття поділу ядер. 1939 р
Я приїхав до Швеції, де Лізі Майтнер страждала від самотності, і я, як відданий племінник, вирішив відвідати її на різдво. Вона жила в маленькому готелі Кунгельв близько Гетеборга. Я застав її за сніданком. Вона обмірковувала лист, щойно одержане нею від Гана. Я був дуже скептично налаштований щодо змісту листа, в якому повідомлялося про утворення барію при опроміненні урану нейтронами. Однак її привернула така можливість. Ми гуляли по снігу, вона пішки, я на лижах (вона сказала, що може пройти цей шлях, чи не відставши від мене, і довела це). До кінця прогулянки ми вже могли сформулювати деякі висновки; ядро не розколюється, і від нього не відлітали шматки, а це був процес, швидше за нагадував крапельну модель ядра Бора; подібно до краплі ядро могло збільшуватися й ділитися. Потім я досліджував, яким чином електричний заряд нуклонів зменшує поверхневий натяг, яке, як мені вдалося встановити, падає до нуля при Z = 100 і, можливо, дуже мало для урану. Лізі Майтнер займалася визначенням енергії, що виділяється при кожному розпаді через дефект маси. Вона дуже ясно уявляла собі криву дефекту мас. Виявилося, що за рахунок електростатичного відштовхування елементи поділу придбали б енергію близько 200 МеВ, а це якраз відповідало енергії, пов'язаної з дефектом маси. Тому процес міг йти чисто класично без залучення поняття проходження через потенційний бар'єр, яке, звичайно, виявилося б тут марним.
Ми провели разом два або три дні на різдво. Потім я повернувся в Копенгаген і ледве встиг повідомити Бору про нашу ідею в той самий момент, коли він вже сідав на пароплав, який відправляється в США. Я пам'ятаю, як він ляснув себе по лобі, ледь я почав говорити, і вигукнув: «О, які ми були дурні! Ми повинні були помітити це раніше ». Але він не помітив, і ніхто не помітив.
Ми з Лізою Мейтнер написали статтю. При цьому ми постійно підтримували зв'язок по міжміському телефону Копенгаген - Стокгольм.
О. Фріш, Спогади. УФН. 1968. Т. 96, вип.4, с. 697.
Спонтанне ділення ядер
В описаних нижче дослідах ми використовували метод, вперше запропонований Фришем для реєстрації процесів ділення ядер. Іонізаційна камера з пластинами, покритими шаром окису урану, з'єднується з лінійним підсилювачем, налаштованим таким чином, що α частинки, що вилітають з урану, не реєструються системою; імпульси ж від осколків, які набагато перевищують за величиною імпульси від α-частинок, відмикають вихідний тиратрон і вважаються механічним реле.
Була спеціально сконструйована іонізаційна камера у вигляді багатошарового плоского конденсатора з загальною площею 15 пластин в 1000 см. Пластини, розташовані один від одного на відстані 3 мм, були покриті шаром окису урану 10-20 мг / см 2
.
У перших же дослідах з налаштованим для рахунку осколків підсилювачем вдалося спостерігати мимовільні (за відсутності джерела нейтронів) імпульси на реле і осциллографе. Число цих імпульсів було невелике (6 о 1 годині), і цілком зрозуміло тому, що це явище не могло спостерігатися з камерами звичайного типу ...
Ми схильні думати, що спостережуваний нами ефект слід приписати осколках, що виходять в результаті спонтанного ділення урану ...
Спонтанне ділення слід приписати одному з збудженому ізотопів U з періодами напіврозпаду, отриманими з оцінки наших результатів:
U 238
– 10
16
~ 10
17
років,
U 235
– 10
14
~ 10
15
років,
U 234
– 10
12
~ 10
13
років.
розпад ізотопу 238 U
Спонтанне ділення ядер
Періоди напіврозпаду спонтанно діляться ізотопів Z = 92 - 100
перша експериментальна системаз уран-графітового гратами була побудована в 1941 році під керівництвом Е. Фермі. Вона представляла собою графітовий куб з ребром завдовжки 2,5 м, що містить близько 7 т окису урану, укладеної в залізні судини, які були розміщені в кубі на однакових відстанях один від одного. На дні уран-графітового решітки був поміщений RaBe джерело нейтронів. Коефіцієнт розмноження в такій системі був ≈ 0.7. Окис урану містила від 2 до 5% домішок. Подальші зусилля були спрямовані на отримання більш чистих матеріалів і у травні 1942 року була отримані окис урану, в якій домішка становила менше 1%. Щоб забезпечити ланцюгову реакцію поділу, було необхідно використовувати велику кількість графіту і урану - порядку декількох тонн. Домішки повинні були складати менше декількох мільйонних часток. Реактор, зібраний до Наприкінці 1942 р Фермі в Чиказькому університеті, мав форму зрізаного зверху неповного сфероида. Він містив 40 т урану і 385 т графіту. Увечері 2 грудня 1942 року після того, як були прибрані стрижні нейтронного поглинача, було виявлено, що всередині реактора відбувається ланцюгова ядерна реакція. Виміряний коефіцієнт становив 1.0006. Спочатку реактор працював на рівні потужності 0.5 Вт. До 12 грудня Зварич був потужність була збільшена до 200 Вт. Надалі реактор був перенесений в більш безпечне місце, І потужність його була підвищена до декількох кВт. При цьому реактор споживав 0.002 г урану-235 в день.
Перший ядерний реактор в СРСР
Будівля для першого в СРСР дослідного ядерного реактора Ф-1 було готове до червня 1946 р
Після того як були проведені всі необхідні експерименти, розроблена система управління і захисту реактора, встановлені розміри реактора, проведені всі необхідні досліди з моделями реактора, визначена щільність нейтронів на кількох моделях, отримані графітові блоки (так званої ядерної чистоти) і (після нейтронно-фізичної перевірки) уранові блочки, в листопаді 1946 приступили до спорудження реактора Ф-1.
Загальний радіус реактора був 3,8 м. Для нього було потрібно 400 т графіту і 45 т урану. Реактор збирали шарами і в 15 год 25 грудня 1946 був зібраний останній, 62-й шар. Після вилучення так званих аварійних стрижнів був проведений підйом регулює стрижня, почався відлік щільності нейтронів, і в 18 год 25 грудня 1946 р ожив, запрацював перший в СРСР реактор. Це була хвилююча перемога вчених - творців ядерного реактора і всього радянського народу. А через півтора року, 10 червня 1948 року, промисловий реактор з водою в каналах досяг критичного стану і незабаром почалося промислове виробництво нового виду ядерного пального - плутонію.
Зміст статті
Ядер РОЗПОДІЛ,ядерна реакція, в якій атомне ядро при бомбардуванні нейтронами розщеплюється на два або кілька осколків. Повна маса осколків зазвичай менше суми мас вихідного ядра і бомбардир нейтрона. «Недостатня маса» mперетворюється в енергію Eвідповідно до формули Ейнштейна E = mc 2, де c- швидкість світла. Оскільки швидкість світла дуже велика (299 792 458 м / с), невеликій масі відповідає величезна енергія. Цю енергію можна перетворити в електрику.
Енергія, що виділяється при поділі ядер, перетворюється в теплоту при гальмуванні осколківподілу. Швидкість тепловиділення залежить від числа ядер, що діляться в одиницю часу. Коли в невеликому обсязі за короткий час відбувається поділ великого числа ядер, то реакція має характер вибуху. Такий принцип дії атомної бомби. Якщо ж порівняно невелике число ядер ділиться в великому обсязі протягом більш тривалого часу, то результатом буде виділення теплоти, яку можна використовувати. На цьому засновані атомні електростанції. На атомних електростанціях теплота, що виділяється в ядерних реакторах в результаті поділу ядер, використовується для виробництва пари, який подається на турбіни, обертаючі електрогенератори.
Для практичного використання процесів ділення найбільше підходять уран і плутоній. У них є ізотопи (атоми даного елемента з різними масовими числами), які діляться при поглинанні нейтронів навіть з дуже невеликими енергіями.
ключем до практичному використаннюенергії ділення з'явилася та обставина, що деякі елементи випускають нейтрони в процесі ділення. Хоча при розподілі ядра один нейтрон поглинається, ця втрата компенсується завдяки виникненню нових нейтронів в процесі ділення. Якщо пристрій, в якому відбувається поділ, має досить великий ( «критичної») масою, то за рахунок нових нейтронів може підтримуватися «ланцюгова реакція». Ланцюговою реакцією можна управляти, регулюючи число нейтронів, здатних викликати поділ. Якщо воно більше одиниці, то інтенсивність розподілу збільшується, а якщо менше одиниці - зменшується.
ІСТОРИЧНА ДОВІДКА
Історія відкриття ділення ядер бере початок з роботи А.Беккерель (1852-1908). Досліджуючи в 1896 фосфоресценцію різних матеріалів, Він виявив, що мінерали, що містять уран, мимовільно випускають випромінювання, що викликає почорніння фотопластинки навіть якщо між мінералом і платівкою помістити непрозоре тверда речовина. Різні експериментатори встановили, що це випромінювання складається з альфа-частинок (ядер гелію), бета-частинок (електронів) і гамма-квантів (жорсткого електромагнітного випромінювання).
Перше перетворення ядер, штучно викликане людиною, здійснив в 1919 Е. Резерфорд, який перетворив азот в кисень, опромінюючи азот альфа-частками урану. Ця реакція супроводжувалася поглинанням енергії, оскільки маса її продуктів - кисню і водню - перевищує масу частинок, що вступають в реакцію, - азоту і альфа-частинок. Виділення ж ядерної енергії вперше вдалося здійснити в 1932 Дж.Кокрофту і Е.Уолтону, бомбардували літій протонами. У цій реакції маса вступали в реакцію ядер була дещо більше маси продуктів, в результаті чого і відбувалося виділення енергії.
У 1932 Дж.Чедвік відкрив нейтрон - нейтральну частку з масою, приблизно рівною масі ядра атома водню. Фізики всього світу зайнялися вивченням властивостей цієї частки. Передбачалося, що позбавлений електричного заряду і не відштовхує позитивно зарядженим ядром нейтрон буде з більшою ймовірністю викликати ядерні реакції. Пізніші результати підтвердили цю здогадку. У Римі Е. Фермі з співробітниками піддали опроміненню нейтронами майже всі елементи періодичної системи і спостерігали ядерні реакції з утворенням нових ізотопів. Доказом утворення нових ізотопів служила «штучна» радіоактивність в формі гамма і бета-випромінювань.
Перші вказівки на можливість поділу ядер.
Фермі належить відкриття багатьох нейтронних реакцій, відомих сьогодні. Зокрема, він намагався отримати елемент з порядковим номером 93 (нептуний), бомбардуючи нейтронами уран (елемент з порядковим номером 92). При цьому він реєстрував електрони, що випускаються в результаті захоплення нейтронів в передбачуваної реакції
238 U + 1 n ® 239 Np + b–,
де 238 U - ізотоп урану-238, 1 n - нейтрон, 239 Np - нептуній і b- - електрон. Однак результати виявилися неоднозначними. Щоб виключити можливість того, що реєструється радіоактивність належить ізотопів урану або інших елементів, розташованим в періодичній системі перед ураном, довелося проводити хімічний аналіз радіоактивних елементів.
Результати аналізу показали, що невідомим елементам відповідають порядкові номери 93, 94, 95 і 96. Тому Фермі зробив висновок, що він отримав трансуранові елементи. Однак О.Ган і Ф.Штрасман в Німеччині, провівши ретельний хімічний аналіз, встановили, що серед елементів, що виникають в результаті опромінення урану нейтронами, присутній радіоактивний барій. Це означало, що, ймовірно, частина ядер урану ділиться на два великих осколка.
Підтвердження можливості поділу.
Після цього Фермі, Дж.Даннінг і Дж.Пеграм з Колумбійського університету провели експерименти, які показали, що розподіл ядер дійсно має місце. Розподіл урану нейтронами було підтверджено методами пропорційних лічильників, камери Вільсона, а також накопичення уламків поділу. Перший метод показав, що при наближенні джерела нейтронів до зразка урану випускаються імпульси великої енергії. У камері Вільсона було видно, що ядро урану, бомбардований нейтронами, розщеплюється на два осколка. Останній метод дозволив встановити, що, як і передбачала теорія, оскільки радіоактивні. Все це разом узяте переконливо доводило, що розподіл дійсно відбувається, і давало можливість впевнено судити про енергію, що виділяється при поділі.
Оскільки допустиме відношення числа нейтронів до числа протонів в стабільних ядрах зменшується зі зменшенням розмірів ядра, частка нейтронів у осколків повинна бути менше, ніж у вихідного ядра урану. Таким чином, були всі підстави припускати, що процес ділення супроводжується випусканням нейтронів. Незабаром це було експериментально підтверджено Ф. Жоліо-Кюрі і його співробітниками: число нейтронів, що випускаються в процесі ділення, було більше числа поглинених нейтронів. Виявилося, що на один поглинений нейтрон доводиться приблизно два з половиною нових нейтрона. Відразу стали очевидні можливість ланцюгової реакції і перспективи створення виключно потужного джерела енергії та його використання у військових цілях. Після цього в ряді країн (особливо в Німеччині і США) в умовах глибокої секретності почалися роботи зі створення атомної бомби.
Розробки в період Другої світової війни.
З 1940 по 1945 напрямок розробок визначалося військовими міркуваннями. У 1941 були отримані невеликі кількості плутонію і встановлено ряд ядерних параметрів урану і плутонію. У США найважливіші необхідні для цього виробничі й науково-дослідні підприємства були у віданні «Манхаттанского військово-інженерного округу», якому 13 серпня 1942 був переданий «Урановий проект». У Колумбійському університеті (Нью-Йорк) групою співробітників під керівництвом Е. Фермі і В.Цінна були проведені перші експерименти, в яких вивчалося розмноження нейтронів в решітці з блоків діоксиду урану і графіту - атомному «котлі». У січні 1942 ця робота була перенесена до Чиказького університету, де в липні 1942 були отримані результати, які свідчили можливість здійснення самопідтримуваної ланцюгової реакції. Спочатку реактор працював на потужності 0,5 Вт, але через 10 днів потужність була доведена до 200 Вт. Можливість отримання великих кількостей ядерної енергії була вперше продемонстрована 16 липня 1945 під час вибуху першої атомної бомби на полігоні в Аламогордо (шт. Нью-Мексико).
ядерні РЕАКТОРИ
Ядерний реактор - це установка, в якій можливе здійснення керованої самоподдерживающейся ланцюгової реакції поділу ядер. Реактори можна класифікувати по використовуваному паливу (ділився і сировинним ізотопів), по виду сповільнювача, по типу тепловиділяючих елементів і за родом теплоносія.
Діляться ізотопи.
Є три діляться ізотопу - уран-235, плутоній-239 і уран-233. Уран-235 отримують поділом ізотопів; плутоній-239 - в реакторах, в яких уран-238 перетворюється на плутоній, 238 U ® 239 U ® 239 Np ® 239 Pu; уран-233 - в реакторах, в яких торій-232 переробляється в уран. Ядерне паливо для енергетичного реактора вибирається з урахуванням його ядерних і хімічних властивостей, А також вартості.
У наведеній нижче таблиці представлені основні параметри діляться ізотопів. Повний переріз характеризує ймовірність взаємодії будь-якого типу між нейтроном і даними ядром. Перетин поділу характеризує ймовірність поділу ядра нейтронів. Від того, яка частка ядер не бере участі в процесі ділення, залежить вихід енергії на один поглинений нейтрон. Число нейтронів, що випускаються в одному акті поділу, важливо з точки зору підтримки ланцюгової реакції. Число нових нейтронів, що припадають на один поглинений нейтрон, важливо, оскільки характеризує інтенсивність поділу. Частка запізнілих нейтронів, що випускаються після того, як поділ сталося, пов'язана з енергією, запасеної в даному матеріалі.
ХАРАКТЕРИСТИКИ діляться ізотопів
|
ХАРАКТЕРИСТИКИ діляться ізотопів |
||||||
| ізотоп |
Уран-235 |
Уран-233 |
Плутоній-239 |
|||
| енергія нейтрона |
1 МеВ |
0,025 еВ |
1 МеВ |
0,025 еВ |
1 МеВ |
0,025 еВ |
| повний переріз |
6,6 ± 0,1 |
695 ± 10 |
6,2 ± 0,3 |
600 ± 10 |
7,3 ± 0,2 |
1005 ± 5 |
| перетин ділення |
1,25 ± 0,05 |
581 ± 6 |
1,85 ± 0,10 |
526 ± 4 |
1,8 ± 0,1 |
751 ± 10 |
| Частка ядер, неучаствующіх в розподілі |
0,077 ± 0,002 |
0,174 ± 0,01 |
0,057 ± 0,003 |
0,098 ± 0,004 |
0,08 ± 0,1 |
0,37 ± 0,03 |
| Число нейтронів, що випускаються в одному акті поділу |
2,6 ± 0,1 |
2,43 ± 0,03 |
2,65 ± 0,1 |
2,50 ± 0,03 |
3,03 ± 0,1 |
2,84 ± 0,06 |
| Число нейтронів на один поглинений нейтрон |
2,41 ± 0,1 |
2,07 ± 0,02 |
2,51 ± 0,1 |
2,28 ± 0,02 |
2,07 ± 0,04 |
|
| Частка запізнілих нейтронів,% |
(0,64 ± 0,03) |
(0,65 ± 0,02) |
(0,26 ± 0,02) |
(0,26 ± 0,01) |
(0,21 ± 0,01) |
(0,22 ± 0,01) |
| Енергія поділу, МеВ | ||||||
| Всі перетини наведені в барнах (10 -28 м 2). | ||||||
Дані таблиці показують, що кожен ділиться ізотоп має свої переваги. Наприклад, в разі ізотопу з найбільшим перетином для теплових нейтронів (з енергією 0,025 еВ) потрібно менше палива для досягнення критичної маси при використанні сповільнювач нейтронів. Оскільки найбільше число нейтронів на один поглинений нейтрон виникає в плутонієвому реакторі на швидких нейтронах (1 МеВ), у режимі відтворення краще використовувати плутоній в швидкому реакторі або уран-233 в тепловому реакторі, ніж уран-235 в реакторі на теплових нейтронах. Уран-235 більш кращий з точки зору простоти управління, оскільки у нього більше частка запізнілих нейтронів.
Сировинні ізотопи.
Є два сировинних ізотопу: торій-232 і уран-238, з яких виходять діляться ізотопи уран-233 і плутоній-239. Технологія використання сировинних ізотопів залежить від різних чинників, наприклад від необхідності збагачення. В урановій рудіміститься 0,7% урану-235, а в ториевой немає діляться ізотопів. Тому до торію необхідно додавати збагачений ділиться ізотоп. Важливе значення має і число нових нейтронів, що припадає на один поглинений нейтрон. З урахуванням цього фактора доводиться віддати перевагу урану-233 в разі теплових нейтронів (уповільнених до енергії 0,025 еВ), оскільки при таких умовах більше число випускаються нейтронів, а отже, і коефіцієнт перетворення - число нових ядер, що діляться на одне «витрачений» ділиться ядро.
Сповільнювачі.
Сповільнювач служить для зменшення енергії нейтронів, що випускаються в процесі ділення, приблизно від 1 МеВ до теплових енергій близько 0,025 еВ. Оскільки уповільнення відбувається головним чином в результаті пружного розсіювання на ядрах неделящихся атомів, маса атомів сповільнювача повинна бути якомога менше, щоб нейтрон міг передавати їм максимальну енергію. Крім того, у атомів сповільнювача має бути мало (в порівнянні з січнем розсіювання) перетин захоплення, так як нейтрону доводиться багаторазово стикатися з атомами сповільнювача, перш ніж він сповільнюється до теплової енергії.
Найкращим сповільнювачем є водень, оскільки його маса майже дорівнює масі нейтрона і, отже, нейтрон при зіткненні з воднем втрачає найбільшу кількість енергії. Але звичайний (легкий) водень занадто сильно поглинає нейтрони, а тому більш придатними сповільнювачами, незважаючи на трохи більшу масу, виявляються дейтерій (важкий водень) і важка вода, так як вони менше поглинають нейтрони. Хорошим сповільнювачем можна вважати берилій. У вуглецю настільки малий перетин поглинання нейтронів, що він ефективно уповільнює нейтрони, хоча для уповільнення в ньому потрібно набагато більше зіткнень, ніж в водні.
Середнє число Nпружних зіткнень, необхідне для уповільнення нейтрона від 1 МеВ до 0,025 еВ, при використанні водню, дейтерію, беррілія і вуглецю становить приблизно 18, 27, 36 і 135 відповідно. Наближений характер цих значень обумовлений тим, що через наявність хімічної енергії зв'язку в сповільнювачі зіткнення при енергіях нижче 0,3 еВ навряд чи можуть бути пружними. При низьких енергіях атомна решітка може передавати енергію нейтронів або змінювати ефективну масу в зіткненні, порушуючи цим процес уповільнення.
Теплоносії.
Як теплоносіїв в ядерних реакторах використовуються вода, важка вода, рідкий натрій, рідкий сплав натрію з калієм (NaK), гелій, діоксид вуглецю і такі органічні рідини, як терфеніл. Ці речовини є хорошими теплоносіями і мають малі перетину поглинання нейтронів.
Вода є чудовим сповільнювач і теплоносій, але занадто сильно поглинає нейтрони і має дуже високий тиск парів (14 МПа) при робочій температурі 336 ° С. Кращий з відомих уповільнювачів - важка вода. Її характеристики близькі до характеристик звичайної води, а перетин поглинання нейтронів - менше. Натрій є прекрасним теплоносієм, але не ефективний як сповільнювач нейтронів. Тому його використовують в реакторах на швидких нейтронах, де при розподілі випускається більше нейтронів. Правда, натрій має ряд недоліків: в ньому наводиться радіоактивність, у нього низька теплоємність, він хімічно активний і твердне при кімнатній температурі. Сплав натрію з калієм схожий за властивостями з натрієм, але залишається рідким при кімнатній температурі. Гелій - прекрасний теплоносій, але у нього мала питома теплоємність. Діоксид вуглецю є хороший теплоносій, і він широко застосовувався в реакторах з графітовим сповільнювачем. Терфеніл має ту перевагу перед водою, що у нього низький тиск парів при робочій температурі, але він розкладається і полімеризується під дією високих температур і радіаційних потоків, характерних для реакторів.
Тепловиділяючі елементи.
Тепловиділяючий елемент (ТВЕЛ) являє собою паливний сердечник з герметичною оболонкою. Оболонка запобігає витоку продуктів поділу та взаємодія палива з теплоносієм. Матеріал оболонки повинен слабо поглинати нейтрони і володіти прийнятними механічними, гідравлічними і теплопровідними характеристиками. Тепловиділяючі елементи - це зазвичай таблетки спеченого оксиду урану в трубках з алюмінію, цирконію або нержавіючої сталі; таблетки сплавів урану з цирконієм, молібденом і алюмінієм, покриті цирконієм або алюмінієм (в разі алюмінієвого сплаву); таблетки графіту з дисперговані карбідом урану, покриті непроникною графітом.
Всі ці твели знаходять своє застосування, але для водо-водяних реакторів найкращими є таблетки оксиду урану в трубках з нержавіючої сталі. Діоксид урану не вступає в реакцію з водою, відрізняється високою радіаційною стійкістю і характеризується високою температурою плавлення.
Для високотемпературних газоохолоджувальні реакторів, мабуть, вельми підходять графітові паливні елементи, але у них є серйозний недолік - за рахунок дифузії або через дефекти в графіті через їх оболонку можуть проникати газоподібні продукти поділу.
Органічні теплоносії несумісні з цирконієвими твелами і тому вимагають застосування алюмінієвих сплавів. Перспективи реакторів з органічними теплоносіями залежать від того, чи будуть створені алюмінієві сплави або вироби порошкової металургії, які володіли б міцністю (при робочих температурах) і теплопровідністю, необхідними для застосування ребер, що підвищують перенесення тепла до теплоносія. Оскільки теплообмін між паливом і органічним теплоносієм за рахунок теплопровідності малий, бажано використовувати поверхневе кипіння для збільшення теплопередачі. З поверхневим кипінням будуть пов'язані нові проблеми, але вони повинні бути вирішені, якщо використання органічних теплоносіїв виявиться вигідним.
ТИПИ РЕАКТОРІВ
Теоретично можливі понад 100 різних типівреакторів, що розрізняються паливом, сповільнювачем і теплоносієм. У більшості звичайних реакторів як теплоносій використовується вода, або під тиском, або кипляча.
Реактор з водою під тиском.
У таких реакторах сповільнювачем і теплоносієм служить вода. Нагріта вода перекачується під тиском в теплообмінник, де тепло передається воді другого контуру, в якому виробляється пар, що обертає турбіну.
Киплячий реактор.
У такому реакторі кипіння води відбувається безпосередньо в активній зоні реактора і утворюється пара надходить в турбіну. У більшості киплячих реакторів вода використовується і як сповільнювач, але іноді застосовується графітовий сповільнювач.
Реактор з жідкометалліческім охолодженням.
У такому реакторі для перенесення теплоти, що виділяється в процесі ділення в реакторі, використовується рідкий метал, Що циркулює по трубах. Майже у всіх реакторах цього типу теплоносієм служить натрій. Пара, що утворюється на іншого боку труб першого контуру, подається на звичайну турбіну. У реакторі з жідкометалліческім охолодженням можуть використовуватися нейтрони з порівняно високою енергією (реактор на швидких нейтронах) або нейтрони, уповільнені в графіті або оксиді берилію. Як реакторів-розмножувачів більш кращі реактори на швидких нейтронах з жідкометалліческім охолодженням, оскільки в цьому випадку відсутні втрати нейтронів, пов'язані з уповільненням.
Газоохолоджувальні реактор.
У такому реакторі теплота, що виділяється в процесі ділення, переноситься в парогенератор газом - діоксидом вуглецю або гелієм. Сповільнювачем нейтронів зазвичай служить графіт. Газоохолоджувальні реактор може працювати при набагато більш високих температурах, ніж реактор з рідким теплоносієм, а тому придатний для системи промислового теплопостачання і для електростанцій з високим коефіцієнтом корисної дії. Невеликі газоохолоджувальні реактори відрізняються підвищеною безпекою в роботі, зокрема відсутністю ризику розплавлення реактора.
Гомогенні реактори.
В активній зоні гомогенних реакторів використовується однорідна рідина, що містить ділиться ізотоп урану. Рідина зазвичай являє собою розплавлене з'єднання урану. Вона закачується в великий сферичний посудину, що працює під тиском, де в критичній масі відбувається ланцюгова реакція поділу. Потім рідина подається в парогенератор. Гомогенні реактори не набули поширення через конструктивні і технологічні труднощі.
РЕАКТИВНІСТЬ І УПРАВЛІННЯ
Можливість самоподдерживающейся ланцюгової реакції в ядерному реакторі залежить від того, яка витік нейтронів з реактора. Нейтрони, що виникають в процесі розподілу, зникають в результаті поглинання. Крім того, можливий витік нейтронів внаслідок дифузії через речовину, аналогічної дифузії одного газу крізь інший.
Щоб керувати ядерним реактором, потрібно мати можливість регулювати коефіцієнт розмноження нейтронів k, Який визначається як відношення числа нейтронів в одному поколінні до числа нейтронів в попередньому поколінні. при k= 1 (критичний реактор) має місце стаціонарна ланцюгова реакція з постійною інтенсивністю. при k> 1 (надкрітіческіх реактор) інтенсивність процесу наростає, а при k r = 1 - (1 / k) Називається реактивністю.)
Завдяки явищу запізнілих нейтронів час «народження» нейтронів збільшується від 0,001 с до 0,1 с. Це характерний час реакції дозволяє управляти нею за допомогою механічних виконавчих органів - керуючих стрижнів з матеріалу, що поглинає нейтрони (B, Cd, Hf, In, Eu, Gd і ін.). Постійна часу регулювання повинна бути близько 0,1 с або більше. Для забезпечення безпеки вибирають такий режим роботи реактора, в якому для підтримки стаціонарної ланцюгової реакції необхідні запізнілі нейтрони в кожному поколінні.
Для забезпечення заданого рівня потужності використовуються керуючі стрижні і відбивачі нейтронів, але завдання управління можна значно спростити правильним розрахунком реактора. Наприклад, якщо реактор спроектувати так, щоб при збільшенні потужності або температури реактивність зменшувалася, то він буде більш стійким. Наприклад, при недостатньому уповільненні через підвищення температури розширюється вода в реакторі, тобто зменшується щільність сповільнювач. В результаті посилюється поглинання нейтронів в урані-238, оскільки вони не встигають ефективно сповільнитися. У деяких реакторах використовується фактор збільшення витоку нейтронів з реактора внаслідок зменшення щільності води. Ще один спосіб стабілізації реактора заснований на нагріванні «резонансного поглинача нейтронів», такого, як уран-238, який тоді сильніше поглинає нейтрони.
Системи безпеки.
Безпека реактора забезпечується тим чи іншим механізмом його зупинки в разі різкого збільшення потужності. Це може бути механізм фізичного процесу або дію системи управління і захисту, або те й інше. При проектуванні водо-водяних реакторів передбачаються аварійні ситуації, пов'язані з надходженням холодної води в реактор, падінням витрати теплоносія і занадто великий реактивністю при пуску. Оскільки інтенсивність реакції зростає з пониженням температури, при різкому надходженні в реактор холодної води підвищуються реактивність і потужність. В системі захисту зазвичай передбачається автоматичне блокування, що запобігає надходження холодної води. При зниженні витрат теплоносія реактор перегрівається, навіть якщо його потужність не збільшується. У таких випадках необхідний автоматичний останов. Крім того, насоси теплоносія повинні бути розраховані на подачу охолоджуючого теплоносія, необхідну для зупинки реактора. Аварійна ситуація може виникнути під час пуску реактора із занадто високою реактивністю. Через низького рівняпотужності реактор не встигає нагрітися настільки, щоб спрацював захист по температурі, поки не виявляється занадто пізно. Єдина надійна міра в таких випадках - обережний пуск реактора.
уникнути перерахованих аварійних ситуаційдосить просто, якщо керуватися таким правилом: всі дії, здатні збільшити реактивність системи, повинні виконуватися обережно і повільно. Найважливіше в питанні про безпеку реактора - це абсолютна необхідність тривалого охолодження активної зони реактора після припинення в ньому реакції поділу. Справа в тому, що радіоактивні продукти поділу, що залишаються в паливних касетах, виділяють тепло. Воно набагато менше тепла, що виділяється в режимі повної потужності, але його досить, щоб за відсутності необхідного охолодження розплавити твели. Короткочасне припинення подачі охолоджуючої води призвело до значного пошкодження активної зони і аварії реактора в Три-Майл-Айленд (США). Руйнування активної зони реактора - це мінімальний збиток в разі подібної аварії. Гірше, якщо відбудеться витік небезпечних радіоактивних ізотопів. Більшість промислових реакторів забезпечено герметичними страхувальними корпусами, які повинні в разі аварії запобігти викиду ізотопів у навколишнє середовище.
На закінчення відзначимо, що можливість руйнування реактора в значній мірі залежить від його схеми і конструкції. Реактори можуть бути спроектовані таким чином, що зниження витрат теплоносія НЕ буде приводити до великих неприємностей. Такі різні типи газоохолоджувальні реакторів.
Якщо гіпотетично з'єднати молібден з лантаном (див. Табл. 1.2), то вийде елементі масовим числом 235. Це уран-235. У такій реакції результуючий дефект маси не зростає, а зменшується, отже, для здійснення такої реакції слід затратити енергію. З цього можна зробити висновок, що якщо здійснити реакцію поділу ядра урану на молібден і лантан, то дефект маси при такій реакції збільшується, а значить, реакція піде з виділенням енергії.
Після відкриття англійським вченим Джеймсом Чедвиком нейтрона в лютому 1932 року стало ясно, що нова частинка може служити ідеальним інструментом для здійснення ядерних реакцій, оскільки в цьому випадку не буде електростатичного відштовхування, що перешкоджає наближенню частки до ядра. Отже, навіть нейтрони з дуже низькою енергією зможуть легко взаємодіяти з будь-яким ядром.
У наукових лабораторіях було поставлено безліч експериментів по опроміненню нейтронами ядер різних елементів, В тому числі урану. Вважалося, що додавання нейтронів до ядру урану дозволить отримати так звані трансуранові елементи, відсутні в природі. Однак в результаті радіохімічного аналізу опроміненого нейтронами урану елементи з номерів вище 92 не виявлялися, зате була відзначена поява радіоактивного барію (заряд ядра 56). Німецькі хіміки Отто Ган (1879-1968) і Фрідріх Вільгельм Штрассман (1902-1980) кілька разів перевірили ще раз результати і чистоту вихідного урану, оскільки поява барію могло свідчити лише про розпад урану на дві частини. Багато хто вважав, що таке неможливо.
Повідомляючи про свою роботу в перших числах січня 1939 р О. Ган і Ф. Штрассман писали: «Ми прийшли до наступного висновку: наші ізотопи радію мають властивості барію ... І слід зробити висновок, що ми маємо тут справу не з радієм, а з барієм ». Однак внаслідок несподіванки такого результату вони не зважилися зробити остаточні висновки. «Як хіміки, - писали вони, - ми повинні замінити символи Ra, Ас і Th в нашій схемі ... на Ва, La і Се, хоча як хіміки, які працюють в галузі ядерної фізики і тісно з нею пов'язані, ми не можемо зважитися на цей крок, що суперечить попереднім експериментам ».
Австрійський радіохімік Ліза Мейтнер (1878-1968) і її племінник Отто Роберт Фріш (1904-1979) обгрунтували можливість розщеплення ядер урану з фізичної точки зору відразу ж після проведення Ганом і Штрассманом вирішального досвіду в грудні 1938 року. Майтнер вказала, що при розщепленні ядра урану утворюються два легших ядра, випускаються два-три нейтрона і виділяється величезна енергія.
Нейтронні реакції мають особливе значення для ядерних реакторів. На відміну від заряджених частинок нейтрону не потрібно значної енергії, щоб проникнути всередину ядра. Розглянемо деякі типи взаємодії нейтронів з речовиною (нейтронні реакції), які мають важливе практичне значення:
- пружне розсіяння zX (n, n)? X.При пружному розсіянні відбувається перерозподіл кінетичної енергії: нейтрон віддає частину своєї кінетичної енергії ядра, кінетична енергія ядра збільшується після розсіювання саме на величину цієї віддачі, а потенційна енергія ядра (енергія зв'язку нуклонів) залишається незмінною. Енергетичне стан і структура ядра до і після розсіювання залишаються незмінними. Пружне розсіяння більшою мірою властиве легким ядер (з атомною масою менше 20 а. Е. М.) При взаємодії їх з нейтронами порівняно невеликих кінетичних (менше 0,1 МеВ) енергій (уповільнення нейтронів ділення в сповільнювачі в активній зоні і в біологічному захисті , відображення у відбивачі);
- неупругое розсіювання уХ [п, п "иу)? Х.При неупругом розсіянні сума кінетичних енергій ядра і нейтрона після розсіювання виявляється менше,ніж до розсіювання. Різниця сум кінетичних енергій витрачається на зміну внутрішньої структури вихідного ядра, що рівноцінно переходу ядра в нове квантовий стан, в якому завжди має місце надлишок енергії понад рівень стійкості, який «скидається» ядром у вигляді випускається гамма-кванта. В внаслідокнепружного розсіяння кінетична енергія системи ядро-нейтрон стає менше на енергію у-квантів. Непружне розсіювання - порогова реакція, відбувається тільки в швидкій області і переважно на важких ядрах (уповільнення нейтронів поділу в активній зоні, конструкційних матеріалах, біологічного захисту);
- радіаційний захоплення -) Х(Л, у) Л "7 У.У цій реакції виходить новий ізотоп елемента, а енергія порушеної складеного ядра вивільняється у вигляді у-квантів. Легкі ядра зазвичай переходять в основний стан, випромінюючи один у-квант. Для важких ядер характерний каскадний перехід через багато проміжних збуджені рівні з випромінюванням декількох у-квантів різних енергій;
- випускання заряджених частинок у X(Л, р) 7 У ; 7 Х(Л, а) ? У.В результаті першої реакції утворюється ізобаравихідного ядра, оскільки протон несе один елементарний заряд, а маса ядра практично не змінюється (нейтрон привнесений, а протон - винесений). У другому випадку реакція завершується випусканням порушених складовим ядром а-частинки (позбавленого електронної оболонки ядра атома гелію 4 Не);
- поділ? Х(Я, кілька /? І у) - осколки ділення. Основна реакція, в результаті якої звільняється енергія, що отримується в ядерних реакторах, і підтримується ланцюгова реакція. Реакція поділу відбувається при бомбардуванні ядер деяких важких елементів нейтронами, які, не володіючи навіть велику кінетичну енергію, викликають поділ цих ядер на два осколки з одночасним звільненням кількох (зазвичай 2-3) нейтронів. До поділу схильні лише деякі парному-непарні ядра важких елементів (наприклад, 233 U, 235 U, 239 Pu, 24l Pu, 25l C0. При бомбардуванні ядер урану або інших важких елементів нейтронами високих енергій ( Е п> ЮМеВ), наприклад нейтронами космічного випромінювання, вони можуть розділити ядра на кілька осколків, і при цьому вилітають (звільняються) десятки нейтронів;
- реакція подвоєння нейтронів? Х (n, 2n) zX.Реакція з випусканням порушених складовим ядром двох нейтронів, в результаті якої утворюється ізотоп вихідного елемента, з масою ядра на одиницю меншою маси вихідного ядра. Для того щоб складене ядро змогло викинути два нейтрона, його енергія збудження повинна бути не менше енергії зв'язку двох нейтронів в ядрі. Енергія порога (/ ?, 2 п) -реакції особливо низька в реакції "" Be (л, 2 /?) s Be: вона дорівнює 1,63 МеВ. Для більшості ізотопів енергія порога лежить в інтервалі від 6 до 8 МеВ.
Процес поділу зручно розглядати по крапельної моделі ядра. При поглинанні нейтрона ядром внутрішній баланс сил в ядрі порушується, так як нейтрон вносить крім своєї кінетичної енергії ще й енергію зв'язку Е св,яка є різницею енергій вільного нейтрона і нейтрона в ядрі. Сферична форма порушеної складеного ядра починає деформуватися і може прийняти форму еліпсоїда (див. Рис. 1.4), при цьому поверхневі сили прагнуть повернути ядро до вихідної форми. Якщо це станеться, то ядро випустить у-квант і перейде в основний стан, т. Е. Буде мати місце реакція радіаційного захоплення нейтрона.
Мал. 1.4.
Якщо ж енергія зв'язку (порушення) виявиться більше енергії порога поділу Е сп > Е лел,то ядро може прийняти форму гантелі і під дією кулонівських сил відштовхування розірватися по перемичці на два нових ядра - осколки поділу, що представляють собою ядра різних нуклідів, що знаходяться в середній частині періодичної системиелементів. Якщо енергія зв'язку менше порога поділу, то нейтрон повинен мати кінетичну енергію> Е яел -Е св,щоб відбувся розподіл ядра (табл. 1.3). В іншому випадку він буде просто захоплюватися ядром, не викликаючи його розподілу.
Таблиця 1.3
Ядерно-фізичні характеристики деяких нуклідів
Енергія збудження кожного з нових ядер значно більше енергії зв'язку нейтрона в цих ядрах, тому при переході в основний енергетичний стан вони випускають один або кілька нейтронів, а потім у-кванти. Нейтрони і у-кванти, що випускаються збудженими ядрами, називають миттєвими.
Ядра діляться ізотопів, які перебувають в кінці Періодичної системи, мають нейтронів значно більше, ніж протонів, в порівнянні з ядрами нуклідів, які знаходяться в середині системи (для 23;> і ставлення числа нейтронів до числа протонів N / Z = 1,56, а для ядер нуклідів, де Л = 70-Н60, це відношення дорівнює 1,3-1,45). Тому ядра продуктів поділу перенасичені нейтронами і є (3'-радіоактивними.
Після (3 "розпаду ядер продуктів поділу можливе утворення дочірніх ядер з енергією збудження, що перевищує енергію зв'язку нейтронів в них. В результаті порушені дочірні ядра випускають нейтрони, які називають запізнілими(Див. Рис. 1.5). Час їх виходу після акту ділення визначається періодами розпаду цих ядер і становить від декількох часток секунди до 1 хв. В даний час відомо велика кількість продуктів ділення, що випускають при розпаді запізнілі нейтрони, з яких основними є ізотопи йоду і брому. Для практичних цілей найбільшого поширення знайшло використання шести груп запізнілих нейтронів. Кожна з шести груп запізнілих нейтронів характеризується періодом напіврозпаду Т "або постійної розпаду X,і часткою запізнілих нейтронів в даній групі р "або відносним виходом запізнілих нейтронів а ,. Причому la, = 1, a ip, = р - фізичної частці запізнілих нейтронів. Якщо уявити все запізнілі нейтрони однієї еквівалентної групою, то властивості цієї групи будуть визначатися середнім часом життя її т 3 і часткою всіх запізнілих нейтронів р. Для 235 U значення т 3 = 12,4 с і р = 0,0064.
Внесок запізнілих нейтронів в середнє число нейтронів, що виділяються в одному акті поділу, малий. Однак запізнілі нейтрони грають вирішальну роль в забезпеченні безпечної роботи і в управлінні ядерних реакторів.
Поява при розподілі одного ядра двох-трьох нейтронів створює умови для розподілу інших ядер (див. Рис. 1.6). Реакції з розмноженням нейтронів протікають аналогічно ланцюговим хімічним реакціям, Тому вони також названі ланцюговими.
Мал. 1.5.
Мал. 1.6.
Необхідна умова підтримки ланцюгової реакції полягає в тому, щоб при розподілі кожного ядра проводився в середньому по крайней мере один нейтрон, що викликає поділ іншого ядра. Ця умова зручно виразити, вводячи коефіцієнт розмноженнядо, Який визначається як відношення числа нейтронів будь-якого одного покоління до числа нейтронів в попередньому поколінні. якщо коефіцієнт розмноженнядодорівнює одиниці або трохи більше, то ланцюгова реакція можлива; якщо ж? к = 1 до початку другого покоління буде 200 нейтронів, третього - 200 і т. д. Якщо до> 1, наприклад до= 1,03, то, почавши з 200 нейтронів, до початку другого покоління буде 200-1,03 = 206 нейтронів, третього - 206-1,03 нейтронів, до початку п-го покоління - 200 (1,03 ) п- 1, т. Е., Наприклад, в сотому поколінні буде 3731 нейтрон. У ядерному реакторі середній час існування нейтронів від моменту народження до їх поглинання дуже мало і складає 10 -4 - 10 _3 с, т. Е. За 1 з відбудуться послідовно ділення в 1 000-10000 поколіннях нейтронів. Таким чином, кількох нейтронів може бути досить для початку швидко зростаючої ланцюгової реакції. Щоб така система не вийшла з-під контролю, необхідно ввести в неї поглинач нейтронів. Якщо ж до 1 і дорівнює, наприклад, 0,9, то число нейтронів до наступного покоління зменшиться від 200 до 180, до третього до 180-0,9, і т.д. До початку 50-го покоління залишиться один нейтрон, здатний викликати ділення. Отже, ланцюгова реакція при таких умовах протікати не може.
Однак в реальних умовахне всі нейтрони викликають поділ. Частина нейтронів втрачається при захопленні неделящіхся ядрами (урану-238, сповільнювач, конструкційних матеріалів і т. П.), Інша частина вилітає з обсягу, що поділяється, назовні (Витік нейтронів).Ці втрати нейтронів впливають на хід ланцюгової реакції поділу ядер.
Енергія нейтронів в момент їх народження дуже висока - вони рухаються зі швидкістю кілька тисяч кілометрів на секунду, тому їх називають швидкими нейтронами.Енергетичний спектр нейтронів ділення досить широкий - приблизно від 0,01 до 10 МеВ. При цьому середня енергія вторинних нейтронів близько 2 МеВ. В результаті зіткнень нейтронів з ядрами оточуючих атомів їх швидкість швидко зменшується. Цей процес називається уповільненням нейтронів.Особливо ефективно сповільнюються нейтрони при зіткненні з ядрами легких елементів (пружне зіткнення). При взаємодії з ядрами важких елементів відбувається неупругое зіткнення, і нейтрон сповільнюється менш ефективно. Тут для ілюстрації можна провести аналогію з тенісним кулькою: при ударі об стінку він відскакує майже з такою ж швидкістю, а при ударі об такий же кулька він сильно уповільнює свою швидкість. Внаслідок цього в якості сповільнювачів в ядерних реакторах 1 (надалі - реактор) використовують воду, важку воду або графіт.
В результаті зіткнень з ядрами сповільнювача нейтрон може сповільнитися до швидкості теплового руху атомів, т. Е. До декількох кілометрів в секунду. Такі уповільнені нейтрони в ядерній фізиці прийнято називати тепловимиабо повільними.Чим повільніше нейтрон, тим більша ймовірність того, що він не пролетить повз ядра атома. Причина такої залежності перерізу ядра від швидкості налітають нейтронів лежить в двоїсту природу самого нейтрона. У ряді явищ і процесів нейтрон поводиться як частинка, проте в деяких випадках він представляє собою згусток хвиль. При цьому виявляється, що чим менше його швидкість, тим більше довжина його хвилі і його розмір. Якщо нейтрон дуже повільний, то його розмір може виявитися в кілька тисяч разів більше розміру ядра, тому так сильно зростає площа, потрапивши в яку нейтрон взаємодіє з ядром. Фізики називають цю плошадь перетином ядра (а не налітає нейтрона).
Важка вода (D20) - різновид води, в якій звичайний водородзаменен його важким ізотопом - дейтерієм, зміст якої в звичайній водесоставляет 0,015%. Щільність важкої води дорівнює 1,108 (в порівнянні з 1,000 дляобичной води); важка вода замерзає при 3,82 "С і кипить при 101,42" З, тоді каксоответствующіе температури для звичайної води 0 і 100 ° С. Таким чином, відмінність фізичних властивостейлегкої і важкої води досить значно.