Доклад: Законы сохранения в ядерных реакциях

Рассмотрим три ядра AZX, A1Z1X1, A2Z2X2, таких, что A = A1 + A2, Z = Z1 + Z2. Будем предполагать, что ядро X "состоит" из ядер X1 и X2.

Записывая для каждого ядра соотношение (1), получим

где

Если W 0, то ядро X устойчиво относительно распада на ядра Ядро, масса которого больше суммы масс ядер X1, X2, неустойчиво и может распасться. При этом внутриядерная энергия - W перейдет в кинетическую энергию осколков X1 и X2.

Кроме энергии в ядерных реакциях сохраняется электрический заряд Z = Z1 + Z2, число нуклонов A = A1 + A2. Выполняются также и ряд дополнительных законов сохранения, о которых будет сказано в разделе, посвященном свойствам элементарных частиц.

Рис. 5

Деление ядер урана

Анализ зависимости Eсв(Z, A) (см. Рис. 2) показывает, что для тяжелых ядер с Z 82 выполняется условие W0. Например, изотоп 23592U самопроизвольно распадается с полупериодом 7·108 лет. Оказалось также, что этот изотоп расщепляется при поглощении нейтрона. При этом, в каждом акте деления ядра возникают два ядра-осколка, 8-10 -квантов и в среднем 2,5 нейтронов. Если эти нейтроны вызывают новые акты деления, то возникает самоподдерживающаяся цепная реакция. При делении каждого ядра выделяется 200 МэВ (см. левую половину Рис. 5, где схематично изображена реакция

При делении 1 кг урана 235U выделяется 8,19·1013 Дж. (Удельная теплота сгорания нефти в 20 миллионов раз меньше.)

В природном уране содержится только 0,711% изотопа 23592U. В естественной смеси изотопов, в которой на одно ядро 23592U приходится 140 ядер 23892U, нейтроны не способны поддерживать реакцию. Можно, однако, получить цепную реакцию в смесях природного (или слабообогащенного 2%) урана со специальными веществами - замедлителями нейтронов. При обогащении до 20 - 25% надобность в замедлителях отпадает. При этом происходит превращение 23892U в плутоний 23994Pu, который делится также легко как и 23592U - процесс воспроизводства ядерного топлива.

Реакция идет по схеме последовательных - распадов:

(В скобках указаны времена полураспадов.) Только три страны - Россия, Франция и Япония - имеют достаточный опыт в этой высокой технологии.

Рис. 6

Первые реакторы созданы в США (1942 г.) и в СССР (1946 г.). В настоящее время во Франции ядерная энергетика дает 73% всей вырабатываемой энергии, в США - 22%, в России - 13%.

Общий вид одной из АЭС, построенной в США, показан на Рис. 6.

Синтез легких ядер

Если W 0, то распад ядра энергетически запрещен. Но в обратном процессе - слиянии ядер X1 и X2 - энергия исходной системы должна уменьшится на величину W. Продукты синтеза приобретут кинетическую энергию W.

На правой половине Рис. 5 изображена реакция слияния

Однако наибольший интерес представляют реакции

Высвобождающаяся энергия, отнесенная к одному нуклону дейтерия, значительно больше энергетического выхода на один нуклон делящегося изотопа урана-235. Для реализации таких реакций необходимо сблизить ядра на расстояние R 10-14м, затратив энергию k0 e2/R 0,15 0,3 МэВ, поэтому реакции остаются энергетически выгодными. Поскольку тритий очень радиоактивен, то реакция с использованием 3He более безопасна.

Надежды на практическую реализацию управляемого термоядерного синтеза продолжают оставаться "умеренно оптимистическими" на протяжении более 40 лет.

Если бы удалось осуществить управляемые термоядерные реакции в промышленных услових, то это дало бы доступ к практически неисчерпаемым источникам энергии и избавило бы человечество от угрозы энергетического кризиса. С другой стороны, если взорвутся те огромные запасы водородных бомб, которые накоплены (и продолжают накапливаться многими странами, несмотря на окончание т.н. холодной войны), то человечество и большая часть всего живого на Земле будет уничтожено.