Делением ядер называется процесс, при котором из одного атомного ядра образуется 2 (иногда 3) ядра-осколка, которые являются близкими по массе.

Этот процесс является выгодным для всех β -стабильных ядер с массовым числом А > 100.

Деление ядер урана было выявлено в 1939 году Ганом и Штрасманом, однозначно доказавшие, что при бомбардировке нейтронами ядер урана U образуются радиоактивные ядра с массами и зарядами, приблизительно в 2 раза меньшими массы и заряда ядра урана. В том же году Л. Мейтнером и О. Фришером был введен термин «деление ядер » и было отмечено, что при этом процессе выделяется огром-ная энергия, а Ф. Жолио-Кюри и Э. Ферми одновременно выяснили, что при делении испускаются несколько нейтронов (нейтроны деления) . Это стало основой для выдвижения идеи самоподдерживающейся цепной реакции деления и использования деления ядер как источника энергии. Основой современной ядерной энергетики является деление ядер 235 U и 239 Pu под действием нейтронов.

Деление ядра может происходить благодаря тому, что масса покоя тяжелого ядра оказывается большей суммы масс покоя осколков, которые возникают в процессе деления.

Из графика видно, что этот процесс оказывается выгодным с энергетической точки зрения.

Механизм деления ядра можно объяснить на основе капельной модели, со-гласно которой сгусток нуклонов напоминает капельку заряженной жид-кости. Ядро удерживают от распада ядерные силы притяже-ния, большие, чем силы кулоновского отталкивания, которые действуют между протонами и стремящиеся разорвать ядро.

Ядро 235 U имеет форму шара. После поглощения нейтрона оно воз-буждается и деформируется, приобретая вытянутую форму (на рисунке б ), и растягивается до тех пор, пока силы отталкивания между половинка-ми вытянутого ядра не станут больше сил притяжения, действующих в перешейке (на рисунке в ). После этого ядро разрывается на две части (на рисунке г ). Осколки под действием кулоновских сил отталкивания раз-летаются со скоростью, равной 1/30 скорости света.

Испускание нейтронов в процессе деления , о котором мы говорили выше, объясняется тем, что относительное число нейтронов (по отношению к числу протонов) в ядре увеличивается с возрастанием атом-ного номера, и для образовавшихся при делении осколков число нейтронов становится большим, чем это возможно для ядер атомов с меньшими номерами.

Деление зачастую происходит на осколки неравной массы. Эти осколки являются радиоактивными. После серии β -распадов в итоге образуются стабильные ионы.

Кроме вынужденного , бывает и спонтанное деление ядер урана , которое было от-крыто в 1940 году советскими физиками Г. Н. Флеровым и К. А. Петржаком. Период полураспада для спонтанного деления соответствует 10 16 годам, что в 2 млн. раз больше периода полураспада при α -распаде урана.

Синтез ядер происходит в термоядерных реакциях. Термоядерные реакции — это реак-ции слияния легких ядер при очень высокой температуре. Энергия, которая выделяется при слиянии (синтезе), будет максимальной при синтезе легких элементов, которые обладают наименьшей энергией связи. При соединении двух легких ядер, например, дейтерия и трития, образуется более тяжелое ядро гелия с большей энергией связи:

При таком процессе ядерного синтеза происходит выделение значительной энергии (17,6 Мэв), равная разности энергий связи тяжелого ядра и двух легких ядер . Образующийся при реакциях нейтрон приобретает 70% этой энергии. Сравнение энергии, которая приходится на один нуклон в реакциях ядерного деления (0,9 Мэв) и синтеза (17,6 Мэв), показывает, что реакция синтеза легких ядер энергетически является более выгодной, чем реакция деления тяжелых.

Слияние ядер происходит под действием сил ядерного притяжения, поэтому они должны сблизиться до расстояний, меньших 10 -14 , на которых действуют ядерные силы. Этому сближению препятствует кулоновское отталкивание положительно заряженных ядер. Его можно пре-одолеть лишь за счет большой кинетической энергии ядер, которые превышают энергию их кулоновского отталкивания. Из соответствующих расчетов видно, что кинетическую энергию ядер, которая нужна для реакции синтеза, можно достигнуть при температурах порядка сотен миллионов градусов , поэтому эти реакции имеют название термоядерных .

Термоядерный синтез — реакция, в которой при высокой температуре, большей 10 7 К, из легких ядер синтезируются более тяжелые ядра.

Термоядерный синтез — источник энергии всех звезд, в том числе, и Солнца.

Основным процессом, при котором происходит освобождение термоядерной энергии в звездах, является превращение водорода в гелий. За счет дефекта массы в этой реакции масса Солнца уменьшается каждую секунду на 4 млн тонн .

Большую кинетическую энергию , которая нужна для термоядерного синтеза, ядра водорода получают в результате сильного гравитационного притяжения к центру звезды. После этого при слиянии ядер гелия образуются и более тяжелые элементы.

Термоядерные реакции играют одну из главных ролей в эволюции химического состава вещества во Вселенной. Все эти реакции происходят с выделением энергии, которая излучается звездами в виде света на протяжении миллиардов лет.

Осуществление управляемого термоядерного синтеза предоставило бы человечеству новый, практически неисчерпаемый источник энергии. И дейтерий, и тритий, нужные для его осуществления , вполне доступны. Первый содержится в воде морей и океанов (в количестве, достаточном для использования в течение миллиона лет), второй может быть получен в ядерном реакторе при облучении жидкого лития (запасы которого огромны) нейтронами:

Одним из важнейших преимуществ управляемого термоядерного синтеза является отсутствие радиоактивных отходов при его осуществлении (в отличие от реакций деления тяжелых ядер урана).

Главным препятствием на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза является невозможность удержания высокотемпературной плазмы с помощью сильных магнитных полей в течение 0,1-1 . Однако существует уверенность в том, что рано или поздно термоядерные ре-акторы будут созданы.

Пока же получилось произвести только неуправляемую реакцию синтеза взрывного типа в водородной бомбе.

Освобождение энергии при делении ядер. Так же как и в других ядерных реакциях, энергия, освобождающаяся при делении, эквивалентна разности масс взаимодействующих частиц и конечных продуктов. Так как энергия связи нуклона в уране а энергия связи одного нуклона в осколках при делении урана должна выделяться энергия

Таким образом, при делении ядра освобождается огромная энергия, подавляющая ее часть выделяется в виде кинетической энергии осколков деления.

Распределение продуктов деления по массам. Ядро урана в большинстве случаев делится несимметрично. Два ядерных осколка имеют соответственно разные скорости и разные массы.

Осколки по массам распадаются на две группы; одна вблизи криптона с другая вблизи ксенона Массы осколков относятся друг к другу в среднем как Из за-конов сохранения энергии и импульса можно получить, что кинетические энергии осколков должны быть обратно пропорциональны их массам:

Кривая выхода продуктов деления симметрична относительно вертикальной прямой, проходящей через точку Значительная ширина максимумов свидетельствует о многообразии путей деления.

Рис. 82. Распределение продуктов деления урана по массам

Перечисленные характеристики относятся главным образом к делению под действием тепловых нейтронов; в случае деления под действием нейтронов с энергией в несколько и больше, ядро распадается на два более симметричных по массам осколка.

Свойства продуктов деления. При делении атома урана происходит срыв очень многих электронов оболочки, и осколки деления представляют собой приблизительно -кратно ионизованные положительные ионы, которые при прохождении через вещество сильно ионизуют атомы. Поэтому пробеги осколков в воздухе небольшие и близки к 2 см.

Легко установить, что образующиеся при делении осколки должны быть радиоактивными, склонными к испусканию нейтронов. Действительно, у стабильных ядер отношение числа нейтронов и протонов меняется в зависимости от А следующим образом:

(см. скан)

Ядра, которые образовались при делении, лежат в середине таблицы и, следовательно, содержат больше нейтронов, чем это допустимо для их стабильности. Освобождаться от лишних нейтронов они могут как путем -распада, так и непосредственно испуская нейтроны.

Запаздывающие нейтроны. В одном из возможных вариантов деления образуется радиоактивный бром. На рис. 83 показана схема его распада, в конце которой находятся стабильные изотопы

Интересна особенность этой цепочки: криптон может освобождаться от лишнего нейтрона либо за счет -распада, либо если он образовался в возбужденном состоянии за счет прямого испускания нейтрона. Эти нейтроны появляются через 56 сек после деления (время жизни относительно -перехода в возбужденное состояние хотя сам испускает нейтроны практически мгновенно.

Рис. 83. Схема распада радиоактивного брома, образованного в возбужденном состоянии при делении урана

Они называются запаздывающими нейтронами. Со временем интенсивность запаздывающих нейтронов спадает по экспоненте, как при обычном радиоактивном распаде.

Энергия этих нейтронов равна энергии возбуждения ядра. Хотя они составляют лишь 0,75% от всех нейтронов, вылетающих при делении, в осуществлении цепной реакции запаздывающие нейтроны играют важную роль.

Мгновенные нейтроны. Свыше 99% нейтронов освобождается в течение чрезвычайно короткого времени; их называют мгновенными нейтронами.

При изучении процесса деления возникает фундаментальный вопрос, сколько нейтронов получается в одном акте деления; этот вопрос важен потому, что если их число в среднем велико они могут быть использованы для деления последующих ядер, т. е. возникает возможность создания цепной реакции. Над разрешением этого вопроса в 1939-1940 гг. работали практически во всех крупнейших ядерных лабораториях мира.

Рис. 84. Энергетический спектр нейтронов полученных при делении урана-235

Распределение энергии деления. Непосредственное измерение энергии осколков и энергии, уносимой другими продуктами деления, дало следующее приближенное распределение энергии

Энергия E, высвобождающаяся при делении, растет с увеличением Z 2 /A. Величина Z 2 /A = 17 для 89 Y (иттрия). Т.е. деление энергетически выгодно для всех ядер тяжелее иттрия. Почему же большинство ядер устойчиво по отношению к самопроизвольному делению? Чтобы ответить на этот вопрос, необходимо рассмотреть механизм деления.

В процессе деления происходит изменение формы ядра. Ядро последовательно проходит через следующие стадии (рис. 7.1): шар, эллипсоид, гантель, два грушевидных осколка, два сферических осколка. Как при этом изменяется потенциальная энергия ядра на различных стадиях деления?
Первоначальное ядро с увеличением r принимает форму все более вытянутого эллипсоида вращения. В этом случае вследствие эволюции формы ядра изменение его потенциальной энергии определяется изменением суммы поверхностной и кулоновской энергий E п + E к. Поверхностная энергия при этом возрастает, так как увеличивается площадь поверхности ядра. Кулоновская энергия уменьшается, так как увеличивается среднее расстояние между протонами. Если при незначительной деформации, характеризующейся малым параметром , исходное ядро приняло форму аксиально симметричного эллипсоида, поверхностная энергия E" п и кулоновская энергия E" к как функции параметра деформации изменяются следующим образом:

В соотношениях (7.4–7.5) E п и E к – поверхностная и кулоновская энергии исходного сферически симметричного ядра.
В области тяжелых ядер 2E п > E к и сумма поверхностной и кулоновской энергий растет с увеличением . Из (7.4) и (7.5) следует, что при малых деформациях рост поверхностной энергии препятствует дальнейшему изменению формы ядра, а следовательно, и делению.
Соотношение (7.5) справедливо для малых деформаций . Если деформация настолько велика, что ядро принимает форму гантели, то поверхностные и кулоновские силы, стремятся разделить ядро и придать осколкам сферическую форму. Таким образом, при постепенном увеличении деформации ядра его потенциальная энергия проходит через максимум. График изменения поверхностной и кулоновской энергий ядра в зависимости от r показан на рис. 7.2.

Наличие потенциального барьера препятствует мгновенному самопроизвольному делению ядер. Для того чтобы ядро разделилось, ему необходимо сообщить энергию Q, превышающую высоту барьера деления H. Максимум потенциальной энергии делящегося ядра E + H (например золота) на два одинаковых осколка ≈ 173 МэВ, а величина энергии E, освобождающейся при делении, равна 132 МэВ. Таким образом, при делении ядра золота необходимо преодолеть потенциальный барьер высотой около 40 МэВ.
Высота барьера деления H тем больше, чем меньше отношение кулоновской и поверхностной энергии Е к /Е п в начальном ядре. Это отношение, в свою очередь, увеличивается с увеличением параметра деления Z 2 /А (7.3). Чем тяжелее ядро, тем меньше высота барьера деления H, так как параметр деления в предположении, что Z пропорционально A, увеличивается с ростом массового числа:

Е к /Е п = (a 3 Z 2)/(a 2 A) ~ A.

(7.6)

Поэтому более тяжелым ядрам, как правило, нужно сообщить меньшую энергию, чтобы вызвать деление ядра.
Высота барьера деления обращается в нуль при 2E п – E к = 0 (7.5). В этом случае

2E п /E к = 2(a 2 A)/(a 3 Z 2),

Z 2 /A = 2a 2 /(a 3 Z 2) ≈ 49.

Таким образом, согласно капельной модели в природе не могут существовать ядра с Z 2 /A > 49, так как они должны практически мгновенно за характерное ядерное время порядка 10 –22 с самопроизвольно разде­литься на два осколка. Зависимости формы и высоты потенциального барьера H, а также энергии деления от величины параметра Z 2 /A показаны на рис. 7.3.

Рис. 7.3. Радиальная зависимость формы и высоты потенциального барьера и энергии деления E при различных величинах параметра Z 2 /A. На вертикальной оси отложена величина E п + E к.

Самопроизвольное деление ядер с Z 2 /A < 49, для которых высота барьера H не равна нулю, с точки зрения классической физики невозможно. Однако в квантовой механике такое деление возможно за счет туннельного эффекта – прохождения осколков деления через потенциальный барьер. Оно носит название спонтанного деления. Вероятность спонтанного деления растет с увеличением параметра деления Z 2 /A, т. е. с уменьшением высоты барьера деления. В целом период спонтанного деления уменьшается при переходе от менее тяжелых ядер к более тяжелым от T 1/2 > 10 21 лет для 232 Th до 0,3 с для 260 Rf.
Вынужденное деление ядер с Z 2 /A < 49 может быть вызвано их возбуждением фотонами, нейтронами, протонами, дейтронами, a частицами и другими частицами, если вносимая в ядро энергия достаточна для преодоления барьера деления.
Минимальное значение энергии возбуждения составного ядра E*, образующегося при захвате нейтрона равно энергии связи нейтрона в этом ядре ε n . В таблице 7.1 сравниваются высота барьера H и энергия связи нейтрона ε n для изотопов Th, U, Pu, образующихся после захвата нейтрона. Энергия связи нейтрона зависит от числа нейтронов в ядре. За счёт энергии спаривания энергия связи четного нейтрона больше энергии связи нечетного нейтрона.

Таблица 7.1

Высота барьера деления H, энергия связи нейтрона ε n

Изотоп	Высота барьера деления H, МэВ	Изотоп	Энергия связи нейтрона ε n
232 Th	5.9	233 Th	4.79
233 U	5.5	234 U	6.84
235 U	5.75	236 U	6.55
238 U	5.85	239 U	4.80
239 Pu	5.5	240 Pu	6.53

Характерной особенностью деления является то, что осколки, как правило, имеют различные массы. В случае наиболее вероятного деления 235 U отношение масс осколков в среднем равно ~ 1.5. Распределение по массам осколков деления 235 U тепловыми нейтронами показано на рис. 7.4. Для наиболее вероятного деления тяжелый осколок имеет массовое число 139, легкий – 95. Среди продуктов деления имеются осколки с A = 72 – 161 и Z = 30 – 65. Вероятность деления на два равных по массе осколка не равна нулю. При делении 235 U тепловыми нейтронами вероятность симметричного деления примерно на три порядка меньше, чем в случае наиболее вероятного деления на осколки с A = 139 и 95.
Асимметричное деление объясняется оболочечной структурой ядра. Ядро стремится разделиться таким образом, чтобы основная часть нуклонов каждого осколка образовала наиболее устойчивый магический остов.
Отношение числа нейтронов к числу протонов в ядре 235 U N/Z = 1.55, в то время как у стабильных изотопов, имеющих массовое число, близкое к массовому числу осколков, это отношение 1.25 − 1.45. Следовательно, осколки деления оказываются сильно перегружеными нейтронами и должны быть
β - радиоактивны. Поэтому, осколки деления испытывают последовательные β - -распады, причем заряд первичного осколка может изменяться на 4 − 6 единиц. Ниже приведена характерная цепочка радиоактивных распадов 97 Kr – одного из осколков, образующегося при делении 235 U:

Возбуждение осколков, вызванное нарушением соотношения числа протонов и нейтронов, характерного для стабильных ядер, снимается также за счет вылета мгновенных нейтронов деления. Эти нейтроны испускаются движущимися осколками за время, меньшее, чем ~ 10 -14 с. В среднем в каждом акте деления испускается 2 − 3 мгновенных нейтрона. Их энергетический спектр непрерывный с максимумом около 1 МэВ. Средняя энергия мгновенного нейтрона близка к 2 МэВ. Испускание более чем одного нейтрона, в каждом акте деления делает возможным получение энергии за счет цепной ядерной реакции деления.
При наиболее вероятном делении 235 U тепловыми нейтронами лёгкий осколок (A = 95) приобретает кинетическую энергию ≈ 100 МэВ, а тяжёлый (A = 139) – около 67 МэВ. Таким образом, суммарная кинетическая энергия осколков ≈ 167 МэВ. Полная энергия деления в данном случае составляет 200 МэВ. Таким образом, оставшаяся энергия (33 МэВ) распределяется между другими продуктами деления (нейтроны, электроны и антинейтрино β - -распада осколков, γ-излучение осколков и продуктов их распада). Распределение энергии деления между различными продуктами при делении 235 U тепловыми нейтронами дано в таблице 7.2.

Таблица 7.2

Распределение энергии деления 235 U тепловыми нейтронами

Продукты ядерного деления (ПЯД) представляют собой сложную смесь более чем 200 радиоактивных изотопов 36 элементов (от цинка до гадолиния). Большую часть ак­тивности составляют короткоживущие радионуклиды. Так, через 7, через 49 и через 343 суток после взрыва активность ПЯД снижается соответственно в 10, 100 и 1000 раз по сравнению с активностью через час после взрыва. Выход наиболее биологически зна­чимых радионуклидов приведен в таблице 7.3. Кроме ПЯД радиоактивное загрязнение обусловлено радионуклидами наведенной активности (3 H, 14 C, 28 Al, 24 Nа, 56 Mn, 59 Fe , 60 Cо и др.) и неразделившейся частью урана и плутония. Особенно велика роль наведен­ной активности при термоядерных взрывах.

Таблица 7.3

Выход некоторых продуктов деления при ядерном взрыве

Радио­нуклид	Период полураспада	Выход на одно деление, %	Активность на 1 Мт, 10 15 Бк
89 Sr	50.5 сут.	2.56	590
90 Sr	29.12 лет	3.5	3.9
95 Zr	65 сут.	5.07	920
103 Ru	41 сут.	5.2	1500
106 Ru	365 сут.	2.44	78
131 I	8.05 сут.	2.9	4200
136 Cs	13.2 сут.	0.036	32
137 Cs	30 лет	5.57	5.9
140 Ba	12.8 сут.	5.18	4700
141 Cs	32.5 сут.	4.58	1600
144 Cs	288 сут.	4.69	190
3 H	12.3 лет	0.01	2.6·10 -2

При ядерных взрывах в атмосфере значительная часть осадков (при наземных взрывах до 50%) выпадает вблизи района испытаний. Часть радиоактивных веществ задерживается в нижней части атмосферы и под действием ветра перемещается на большие расстояния, оставаясь примерно на одной и той же широте. Находясь в воздухе примерно месяц, радиоактивные вещества во время этого перемещения постепенно выпадают на Землю. Большая часть радионуклидов выбрасывается в стратосферу (на высоту 10÷15 км), где происходит их глобальное рассеивание и в значительной степени распад.
Высокую активность в течение десятков лет имеют различные элементы конструкции ядерных реакторов (таблица 7.4)

Таблица 7.4

Значения удельной активности (Бк/т урана) основных продуктов деления в тепловыделяющих элементах, извлеченных из реактора после трехлетней эксплуатации

Радионуклид	0	1 сут.	120 сут.	1 год		10 лет
85 Kr	5. 78· 10 14	5. 78· 10 14	5. 66· 10 14	5. 42· 10 14	4. 7· 10 14	3. 03· 10 14
89 Sr	4. 04· 10 16	3. 98· 10 16	5. 78· 10 15	2. 7· 10 14	1. 2· 10 10
90 Sr	3. 51· 10 15	3. 51· 10 15	3. 48· 10 15	3. 43· 10 15	3. 26· 10 15	2. 75· 10 15
95 Zr	7. 29· 10 16	7. 21· 10 16	1. 99· 10 16	1. 4· 10 15	5. 14· 10 11
95 Nb	7. 23· 10 16	7. 23· 10 16	3. 57· 10 16	3. 03· 10 15	1. 14· 10 12
103 Ru	7. 08· 10 16	6. 95· 10 16	8. 55· 10 15	1. 14· 10 14	2. 97· 10 8
106 Ru	2. 37· 10 16	2. 37· 10 16	1. 89· 10 16	1. 19· 10 16	3. 02· 10 15	2. 46· 10 13
131 I	4. 49· 10 16	4. 19· 10 16	1. 5· 10 12	1. 01· 10 3
134 Cs	7. 50· 10 15	7. 50· 10 15	6. 71· 10 15	5. 36· 10 15	2. 73· 10 15	2. 6· 10 14
137 Cs	4. 69· 10 15	4. 69· 10 15	4. 65· 10 15	4. 58· 10 15	4. 38· 10 15	3. 73· 10 15
140 Ba	7. 93· 10 16	7. 51· 10 16	1. 19· 10 14	2. 03· 10 8
140 La	8. 19· 10 16	8. 05· 10 16	1. 37· 10 14	2. 34· 10 8
141 Ce	7. 36· 10 16	7. 25· 10 16	5. 73· 10 15	3. 08· 10 13	5. 33· 10 6
144 Ce	5. 44· 10 16	5. 44· 10 16	4. 06· 10 16	2. 24· 10 16	3. 77· 10 15	7. 43· 10 12
143 Pm	6. 77· 10 16	6. 70· 10 16	1. 65· 10 14	6. 11· 10 8
147 Pm	7. 05·10 15	7. 05· 10 15	6. 78· 10 15	5. 68· 10 15	3. 35· 10 14

Содержание статьи

ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ, ядерная реакция, в которой атомное ядро при бомбардировке нейтронами расщепляется на два или несколько осколков. Полная масса осколков обычно меньше суммы масс исходного ядра и бомбардирующего нейтрона. «Недостающая масса» m превращается в энергию E в соответствии с формулой Эйнштейна E = mc 2 , где c – скорость света. Поскольку скорость света очень велика (299 792 458 м/с), небольшой массе соответствует огромная энергия. Эту энергию можно преобразовать в электричество.

Энергия, выделяющаяся при делении ядер, превращается в теплоту при торможении осколков деления. Скорость тепловыделения зависит от числа ядер, делящихся в единицу времени. Когда в небольшом объеме за короткое время происходит деление большого числа ядер, то реакция имеет характер взрыва. Таков принцип действия атомной бомбы. Если же сравнительно небольшое число ядер делится в большом объеме в течение более длительного времени, то результатом будет выделение теплоты, которую можно использовать. На этом основаны атомные электростанции. На атомных электростанциях теплота, выделяющаяся в ядерных реакторах в результате деления ядер, используется для производства пара, который подается на турбины, вращающие электрогенераторы.

Для практического использования процессов деления больше всего подходят уран и плутоний. У них имеются изотопы (атомы данного элемента с различными массовыми числами), которые делятся при поглощении нейтронов даже с очень небольшими энергиями.

Ключом к практическому использованию энергии деления явилось то обстоятельство, что некоторые элементы испускают нейтроны в процессе деления. Хотя при делении ядра один нейтрон поглощается, эта потеря восполняется благодаря возникновению новых нейтронов в процессе деления. Если устройство, в котором происходит деление, обладает достаточно большой («критической») массой, то за счет новых нейтронов может поддерживаться «цепная реакция». Цепной реакцией можно управлять, регулируя число нейтронов, способных вызывать деление. Если оно больше единицы, то интенсивность деления увеличивается, а если меньше единицы – уменьшается.

ИСТОРИЧЕСКАЯ СПРАВКА

История открытия деления ядер берет начало с работы А.Беккереля (1852–1908). Исследуя в 1896 фосфоресценцию различных материалов, он обнаружил, что минералы, содержащие уран, самопроизвольно испускают излучение, вызывающее почернение фотопластинки даже если между минералом и пластинкой поместить непрозрачное твердое вещество. Различные экспериментаторы установили, что это излучение состоит из альфа-частиц (ядер гелия), бета-частиц (электронов) и гамма-квантов (жесткого электромагнитного излучения).

Первое превращение ядер, искусственно вызванное человеком, осуществил в 1919 Э.Резерфорд, который превратил азот в кислород, облучив азот альфа-частицами урана. Эта реакция сопровождалась поглощением энергии, поскольку масса ее продуктов – кислорода и водорода – превышает массу частиц, вступающих в реакцию, – азота и альфа-частиц. Выделение же ядерной энергии впервые удалось осуществить в 1932 Дж.Кокрофту и Э.Уолтону, бомбардировавшим литий протонами. В этой реакции масса вступавших в реакцию ядер была несколько больше массы продуктов, в результате чего и происходило выделение энергии.

В 1932 Дж.Чедвик открыл нейтрон – нейтральную частицу с массой, примерно равной массе ядра атома водорода. Физики всего мира занялись изучением свойств этой частицы. Предполагалось, что лишенный электрического заряда и не отталкиваемый положительно заряженным ядром нейтрон будет с большей вероятностью вызывать ядерные реакции. Более поздние результаты подтвердили эту догадку. В Риме Э.Ферми с сотрудниками подвергли облучению нейтронами почти все элементы периодической системы и наблюдали ядерные реакции с образованием новых изотопов. Доказательством образования новых изотопов служила «искусственная» радиоактивность в форме гамма и бета-излучений.

Первые указания на возможность деления ядер.

Ферми принадлежит открытие многих нейтронных реакций, известных сегодня. В частности, он пытался получить элемент с порядковым номером 93 (нептуний), бомбардируя нейтронами уран (элемент с порядковым номером 92). При этом он регистрировал электроны, испускаемые в результате захвата нейтронов в предполагаемой реакции

238 U + 1 n ® 239 Np + b –,

где 238 U – изотоп урана-238, 1 n – нейтрон, 239 Np – нептуний и b - – электрон. Однако результаты оказались неоднозначными. Чтобы исключить возможность того, что регистрируемая радиоактивность принадлежит изотопам урана или другим элементам, расположенным в периодической системе перед ураном, пришлось проводить химический анализ радиоактивных элементов.

Результаты анализа показали, что неизвестным элементам соответствуют порядковые номера 93, 94, 95 и 96. Поэтому Ферми сделал вывод, что он получил трансурановые элементы. Однако О.Ган и Ф.Штрасман в Германии, проведя тщательный химический анализ, установили, что среди элементов, возникающих в результате облучения урана нейтронами, присутствует радиоактивный барий. Это означало, что, вероятно, часть ядер урана делится на два крупных осколка.

Подтверждение возможности деления.

После этого Ферми, Дж.Даннинг и Дж.Пеграм из Колумбийского университета провели эксперименты, которые показали, что деление ядер действительно имеет место. Деление урана нейтронами было подтверждено методами пропорциональных счетчиков, камеры Вильсона, а также накопления осколков деления. Первый метод показал, что при приближении источника нейтронов к образцу урана испускаются импульсы большой энергии. В камере Вильсона было видно, что ядро урана, бомбардируемое нейтронами, расщепляется на два осколка. Последний метод позволил установить, что, как и предсказывала теория, осколки радиоактивны. Все это вместе взятое убедительно доказывало, что деление действительно происходит, и давало возможность уверенно судить об энергии, выделяющейся при делении.

Поскольку допустимое отношение числа нейтронов к числу протонов в стабильных ядрах уменьшается с уменьшением размеров ядра, доля нейтронов у осколков должна быть меньше, чем у исходного ядра урана. Таким образом, были все основания предполагать, что процесс деления сопровождается испусканием нейтронов. Вскоре это было экспериментально подтверждено Ф. Жолио-Кюри и его сотрудниками: число нейтронов, испускаемых в процессе деления, было больше числа поглощенных нейтронов. Оказалось, что на один поглощенный нейтрон приходится приблизительно два с половиной новых нейтрона. Сразу стали очевидны возможность цепной реакции и перспективы создания исключительно мощного источника энергии и его использования в военных целях. После этого в ряде стран (особенно в Германии и США) в условиях глубокой секретности начались работы по созданию атомной бомбы.

Разработки в период Второй мировой войны.

С 1940 по 1945 направление разработок определялось военными соображениями. В 1941 были получены небольшие количества плутония и установлен ряд ядерных параметров урана и плутония. В США важнейшие необходимые для этого производственные и научно-исследовательские предприятия были в ведении «Манхаттанского военно-инженерного округа», которому 13 августа 1942 был передан «Урановый проект». В Колумбийском университете (Нью-Йорк) группой сотрудников под руководством Э.Ферми и В.Цинна были проведены первые эксперименты, в которых изучалось размножение нейтронов в решетке из блоков диоксида урана и графита – атомном «котле». В январе 1942 эта работа была перенесена в Чикагский университет, где в июле 1942 были получены результаты, показывавшие возможность осуществления самоподдерживающейся цепной реакции. Первоначально реактор работал на мощности 0,5 Вт, но спустя 10 дней мощность была доведена до 200 Вт. Возможность получения больших количеств ядерной энергии была впервые продемонстрирована 16 июля 1945 при взрыве первой атомной бомбы на полигоне в Аламогордо (шт. Нью-Мексико).

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Ядерный реактор – это установка, в которой возможно осуществление управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Реакторы можно классифицировать по используемому топливу (делящимся и сырьевым изотопам), по виду замедлителя, по типу тепловыделяющих элементов и по роду теплоносителя.

Делящиеся изотопы.

Имеются три делящихся изотопа – уран-235, плутоний-239 и уран-233. Уран-235 получают разделением изотопов; плутоний-239 – в реакторах, в которых уран-238 превращается в плутоний, 238 U ® 239 U ® 239 Np ® 239 Pu; уран-233 – в реакторах, в которых торий-232 перерабатывается в уран. Ядерное топливо для энергетического реактора выбирается с учетом его ядерных и химических свойств, а также стоимости.

В приводимой ниже таблице представлены основные параметры делящихся изотопов. Полное сечение характеризует вероятность взаимодействия любого типа между нейтроном и данным ядром. Сечение деления характеризует вероятность деления ядра нейтроном. От того, какая доля ядер не участвует в процессе деления, зависит выход энергии на один поглощенный нейтрон. Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, важно с точки зрения поддержания цепной реакции. Число новых нейтронов, приходящихся на один поглощенный нейтрон, важно, поскольку характеризует интенсивность деления. Доля запаздывающих нейтронов, испускаемых после того, как деление произошло, связана с энергией, запасенной в данном материале.

ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ

ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ
Изотоп	Уран-235		Уран-233		Плутоний-239
Энергия нейтрона	1 МэВ	0,025 эВ	1 МэВ	0,025 эВ	1 МэВ	0,025 эВ
Полное сечение	6,6 ± 0,1	695 ± 10	6,2 ± 0,3	600 ± 10	7,3 ± 0,2	1005 ± 5
Сечение деления	1,25 ± 0,05	581 ± 6	1,85 ± 0,10	526 ± 4	1,8 ± 0,1	751 ± 10
Доля ядер, неучаствующих в делении	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 нейтронов, испускаемых в одном акте деления	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 нейтронов на один поглощенный нейтрон	2,41 ± 0,1	2,07 ± 0,02	2,51 ± 0,1	2,28 ± 0,02		2,07 ± 0,04
Доля запаздывающих нейтронов, %	(0,64 ± 0,03)	(0,65 ± 0,02)	(0,26 ± 0,02)	(0,26 ± 0,01)	(0,21 ± 0,01)	(0,22 ± 0,01)
Энергия деления, МэВ
Все сечения приведены в барнах (10 -28 м 2).

Данные таблицы показывают, что каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества. Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эВ) нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов. Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах (1 МэВ), в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или уран-233 в тепловом реакторе, чем уран-235 в реакторе на тепловых нейтронах. Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.

Сырьевые изотопы.

Имеются два сырьевых изотопа: торий-232 и уран-238, из которых получаются делящиеся изотопы уран-233 и плутоний-239. Технология использования сырьевых изотопов зависит от разных факторов, например от необходимости обогащения. В урановой руде содержится 0,7% урана-235, а в ториевой нет делящихся изотопов. Поэтому к торию необходимо добавлять обогащенный делящийся изотоп. Важное значение имеет и число новых нейтронов, приходящееся на один поглощенный нейтрон. С учетом этого фактора приходится отдать предпочтение урану-233 в случае тепловых нейтронов (замедленных до энергии 0,025 эВ), поскольку при таких условиях больше число испускаемых нейтронов, а следовательно, и коэффициент преобразования – число новых делящихся ядер на одно «затраченное» делящееся ядро.

Замедлители.

Замедлитель служит для уменьшения энергии нейтронов, испускаемых в процессе деления, примерно от 1 МэВ до тепловых энергий около 0,025 эВ. Поскольку замедление происходит главным образом в результате упругого рассеяния на ядрах неделящихся атомов, масса атомов замедлителя должна быть как можно меньше, чтобы нейтрон мог передавать им максимальную энергию. Кроме того, у атомов замедлителя должно быть мало (по сравнению с сечением рассеяния) сечение захвата, так как нейтрону приходится многократно сталкиваться с атомами замедлителя, прежде чем он замедляется до тепловой энергии.

Наилучшим замедлителем является водород, поскольку его масса почти равна массе нейтрона и, следовательно, нейтрон при соударении с водородом теряет наибольшее количество энергии. Но обычный (легкий) водород слишком сильно поглощает нейтроны, а потому более подходящими замедлителями, несмотря на несколько большую массу, оказываются дейтерий (тяжелый водород) и тяжелая вода, так как они меньше поглощают нейтроны. Хорошим замедлителем можно считать бериллий. У углерода столь малое сечение поглощения нейтронов, что он эффективно замедляет нейтроны, хотя для замедления в нем требуется гораздо больше столкновений, чем в водороде.

Среднее число N упругих столкновений, необходимое для замедления нейтрона от 1 МэВ до 0,025 эВ, при использовании водорода, дейтерия, беррилия и углерода составляет приблизительно 18, 27, 36 и 135 соответственно. Приближенный характер этих значений обусловлен тем, что из-за наличия химической энергии связи в замедлителе столкновения при энергиях ниже 0,3 эВ вряд ли могут быть упругими. При низких энергиях атомная решетка может передавать энергию нейтронам или изменять эффективную массу в столкновении, нарушая этим процесс замедления.

Теплоносители.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах используются вода, тяжелая вода, жидкий натрий, жидкий сплав натрия с калием (NaK), гелий, диоксид углерода и такие органические жидкости, как терфенил. Эти вещества являются хорошими теплоносителями и имеют малые сечения поглощения нейтронов.

Вода представляет собой прекрасный замедлитель и теплоноситель, но слишком сильно поглощает нейтроны и имеет слишком высокое давление паров (14 МПа) при рабочей температуре 336° С. Лучший из известных замедлителей – тяжелая вода. Ее характеристики близки к характеристикам обычной воды, а сечение поглощения нейтронов – меньше. Натрий является прекрасным теплоносителем, но не эффективен как замедлитель нейтронов. Поэтому его используют в реакторах на быстрых нейтронах, где при делении испускается больше нейтронов. Правда, натрий имеет ряд недостатков: в нем наводится радиоактивность, у него низкая теплоемкость, он химически активен и затвердевает при комнатной температуре. Сплав натрия с калием сходен по свойствам с натрием, но остается жидким при комнатной температуре. Гелий – прекрасный теплоноситель, но у него мала удельная теплоемкость. Диоксид углерода представляет собой хороший теплоноситель, и он широко применялся в реакторах с графитовым замедлителем. Терфенил имеет то преимущество перед водой, что у него низкое давление паров при рабочей температуре, но он разлагается и полимеризуется под действием высоких температур и радиационных потоков, характерных для реакторов.

Тепловыделяющие элементы.

Тепловыделяющий элемент (твэл) представляет собой топливный сердечник с герметичной оболочкой. Оболочка предотвращает утечку продуктов деления и взаимодействие топлива с теплоносителем. Материал оболочки должен слабо поглощать нейтроны и обладать приемлемыми механическими, гидравлическими и теплопроводящими характеристиками. Тепловыделяющие элементы – это обычно таблетки спеченного оксида урана в трубках из алюминия, циркония или нержавеющей стали; таблетки сплавов урана с цирконием, молибденом и алюминием, покрытые цирконием или алюминием (в случае алюминиевого сплава); таблетки графита с диспергированным карбидом урана, покрытые непроницаемым графитом.

Все эти твэлы находят свое применение, но для водо-водяных реакторов наиболее предпочтительны таблетки оксида урана в трубках из нержавеющей стали. Диоксид урана не вступает в реакцию с водой, отличается высокой радиационной стойкостью и характеризуется высокой температурой плавления.

Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, по-видимому, весьма подходят графитовые топливные элементы, но у них имеется серьезный недостаток – за счет диффузии или из-за дефектов в графите через их оболочку могут проникать газообразные продукты деления.

Органические теплоносители несовместимы с циркониевыми твэлами и поэтому требуют применения алюминиевых сплавов. Перспективы реакторов с органическими теплоносителями зависят от того, будут ли созданы алюминиевые сплавы или изделия порошковой металлургии, которые обладали бы прочностью (при рабочих температурах) и теплопроводностью, необходимыми для применения ребер, повышающих перенос тепла к теплоносителю. Поскольку теплообмен между топливом и органическим теплоносителем за счет теплопроводности мал, желательно использовать поверхностное кипение для увеличения теплопередачи. С поверхностным кипением будут связаны новые проблемы, но они должны быть решены, если использование органических теплоносителей окажется выгодным.

ТИПЫ РЕАКТОРОВ

Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями. В большинстве обычных реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая.

Реактор с водой под давлением.

В таких реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода. Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.

Кипящий реактор.

В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель.

Реактор с жидкометаллическим охлаждением.

В таком реакторе для переноса теплоты, выделяющейся в процессе деления в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороны труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением.

Газоохлаждаемый реактор.

В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – диоксидом углерода или гелием. Замедлителем нейтронов обычно служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким кпд. Небольшие газоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.

Гомогенные реакторы.

В активной зоне гомогенных реакторов используется однородная жидкость, содержащая делящийся изотоп урана. Жидкость обычно представляет собой расплавленное соединение урана. Она закачивается в большой сферический сосуд, работающий под давлением, где в критической массе происходит цепная реакция деления. Затем жидкость подается в парогенератор. Гомогенные реакторы не получили распространения из-за конструктивных и технологических трудностей.

РЕАКТИВНОСТЬ И УПРАВЛЕНИЕ

Возможность самоподдерживающейся цепной реакции в ядерном реакторе зависит от того, какова утечка нейтронов из реактора. Нейтроны, возникающие в процессе деления, исчезают в результате поглощения. Кроме того, возможна утечка нейтронов вследствие диффузии через вещество, аналогичной диффузии одного газа сквозь другой.

Чтобы управлять ядерным реактором, нужно иметь возможность регулировать коэффициент размножения нейтронов k , определяемый как отношение числа нейтронов в одном поколении к числу нейтронов в предыдущем поколении. При k = 1 (критический реактор) имеет место стационарная цепная реакция с постоянной интенсивностью. При k > 1 (надкритический реактор) интенсивность процесса нарастает, а при k r = 1 – (1/k ) называется реактивностью.)

Благодаря явлению запаздывающих нейтронов время «рождения» нейтронов увеличивается от 0,001 с до 0,1 с. Это характерное время реакции позволяет управлять ею с помощью механических исполнительных органов – управляющих стержней из материала, поглощающего нейтроны (B, Cd, Hf, In, Eu, Gd и др.). Постоянная времени регулирования должна быть порядка 0,1 с или больше. Для обеспечения безопасности выбирают такой режим работы реактора, в котором для поддержания стационарной цепной реакции необходимы запаздывающие нейтроны в каждом поколении.

Для обеспечения заданного уровня мощности используются управляющие стержни и отражатели нейтронов, но задачу управления можно значительно упростить правильным расчетом реактора. Например, если реактор спроектировать так, чтобы при увеличении мощности или температуры реактивность уменьшалась, то он будет более устойчивым. Например, при недостаточном замедлении из-за повышения температуры расширяется вода в реакторе, т.е. уменьшается плотность замедлителя. В результате усиливается поглощение нейтронов в уране-238, поскольку они не успевают эффективно замедлиться. В некоторых реакторах используется фактор увеличения утечки нейтронов из реактора вследствие уменьшения плотности воды. Еще один способ стабилизации реактора основан на нагревании «резонансного поглотителя нейтронов», такого, как уран-238, который тогда сильнее поглощает нейтроны.

Системы безопасности.

Безопасность реактора обеспечивается тем или иным механизмом его остановки в случае резкого увеличения мощности. Это может быть механизм физического процесса или действие системы управления и защиты, либо то и другое. При проектировании водо-водяных реакторов предусматриваются аварийные ситуации, связанные с поступлением холодной воды в реактор, падением расхода теплоносителя и слишком большой реактивностью при пуске. Поскольку интенсивность реакции возрастает с понижением температуры, при резком поступлении в реактор холодной воды повышаются реактивность и мощность. В системе защиты обычно предусматривается автоматическая блокировка, предотвращающая поступление холодной воды. При снижении расхода теплоносителя реактор перегревается, даже если его мощность не увеличивается. В таких случаях необходим автоматический останов. Кроме того, насосы теплоносителя должны быть рассчитаны на подачу охлаждающего теплоносителя, необходимую для остановки реактора. Аварийная ситуация может возникнуть при пуске реактора со слишком высокой реактивностью. Из-за низкого уровня мощности реактор не успевает нагреться настолько, чтобы сработала защита по температуре, пока не оказывается слишком поздно. Единственная надежная мера в таких случаях – осторожный пуск реактора.

Избежать перечисленных аварийных ситуаций довольно просто, если руководствоваться следующим правилом: все действия, способные увеличить реактивность системы, должны выполняться осторожно и медленно. Самое важное в вопросе о безопасности реактора – это абсолютная необходимость длительного охлаждения активной зоны реактора после прекращения в нем реакции деления. Дело в том, что радиоактивные продукты деления, остающиеся в топливных кассетах, выделяют тепло. Оно гораздо меньше тепла, выделяющегося в режиме полной мощности, но его достаточно, чтобы в отсутствие необходимого охлаждения расплавить твэлы. Кратковременное прекращение подачи охлаждающей воды привело к значительному повреждению активной зоны и аварии реактора в Три-Майл-Айленде (США). Разрушение активной зоны реактора – это минимальный ущерб в случае подобной аварии. Хуже, если произойдет утечка опасных радиоактивных изотопов. Большинство промышленных реакторов снабжено герметическими страховочными корпусами, которые должны в случае аварии предотвратить выброс изотопов в окружающую среду.

В заключение отметим, что возможность разрушения реактора в значительной степени зависит от его схемы и конструкции. Реакторы могут быть спроектированы таким образом, что снижение расхода теплоносителя не будет приводить к большим неприятностям. Таковы различные типы газоохлаждаемых реакторов.

Вся эта путаница теперь вполне понятна. Оказа­лось, что под действием нейтронов в уране может про­исходить ядерное превращение нового типа. Это пре­вращение, обнаруженное в 1938 г. Ганом и Штрасма - ном и ставшее известным в начале 1939 г., состоит в том, что, захватив нейтрон, ядро урана может раз - делиться на две половинки.

Во всех других ядерных реакциях из ядра выле­тает, самое большее, альфа-частица. Здесь же из урана получаются два ядра среднего атомного веса, напри­мер, криптон и барий:

(уран) 2|| + нейтрон ->. (уран) Щ (криптон) ^ -[- (барий)’|?.

Энергия связи осколков, т. е. ядер криптона и бария, значительно больше, чем урана. Поэтому при делении урана выделяется огромная энергия в 170 миллионов вольт, т. е. в 10 раз больше, чем при разрушении лигия протонами. Энергия, выделяющаяся при делении, пере­ходит в кинетическую энергию осколков урана, т. е. эти осколки приобретают громадную скорость.

Деление урана, между прочим, аналогично расщеп­лению ЛИТИЯ:

(литий) -{- протон } (бериллий) ® -».(гелий) 2+ (гелий) *.

В обоих случаях ядро делится на две половинки, и при­чины выделения энергии также одинаковы. Однако, ядра, более тяжёлые, чем литий, всегда выбрасывают, самое большее, альфа-частицу; при разрушений лития также получаются лишь альфа-частицы. Стало быть, деление урана является совсем особым явлением.

Посмотрим, как это деление урана происходит. Ядро урана, состоящее более чем из двухсот частиц, подобно маленькой круглой заряжённой капельке и имеет шарообразную форму (рис. 16,а). Если же мы начнём изменять форму ядра, то будет происходить со­вершенно то же, что и с капелькой. При небольшом

48 растяжении ядра оно стремится вернуться к своей пер­воначальной шарообразной форме, так как в этом случае поверхность ядра самая маленькая; увеличе­ние же поверхности не выгодно, оно требует затраты энергии.

Но если мы сильно изменим - форму ядра, - так, как это показано на рис. 16,в, - то ядру будет уже вы­

Годнее развалиться на две половинки, потому что обе части ядра отталкиваются друг от друга электрически­ми силами, и это отталкиваниё становится существен-

Нее, чем проигрыш энергии, связанный с увеличением поверхности.

Таким образом, для того чтобы произошло деление ядра урана, нужно вызвать в ядре сильные движения, которые привели бы к нужному изменению его формы.

4 В. Л. Гинзбург 49

Попадающий в ядро урана нейтрон как раз и может возбудить сильные движения и тем самым привести к делению этого ядра. При делении получаются различ­ные осколки, напримгр, криптон и барий, или рубидий и цезий (от случая к случаю может получиться либо одна пара ядер, либо другая).

Осколки можно наблюдать в камере Вильсона (рис. 17).

Для всех осколков, получающихся при делении ура­на, характерна, однако, одна особенность - они ока­зываются очень перегружёнными нейтронами. Дело в

Том, что в более тяжёлых элементах отношение чис­ла нейтронов к числу протонов больше, чем в лёгких элементах.

Например, в уране2!! имеется 146 нейтронов и 92 протона, а в кислороде’в число нейтронов и прото­нов одинаково.

Существующие в природе изотопы криптона и бария имеют соответственно самое большее 50 и 82 нейтрона, или в сумме 132 нейтрона. Между тем, в ядре урана с весом 239, распадающемся на криптон и барий, имеет­ся 147 нейтронов; поэтому ядра криптона и бария, об­разовавшиеся при делении урана, вместе будут иметь 50

15 лишних нейтронов. Это обстоятельство приводит к тому, что в осколках, получившихся от деления урана, лишние нейтроны превращаются в протоны, т. е. эти осколки оказываются радиоактивными и испускают бе­та-частицы. Криптон, например, распадается таким образом:

(криптон) 3(Г> (рубидий) 37-- (электрон) (стронций) 38-)- (электрон).

Таким образом, при делении урана появляется очень «много элементов, большинство из которых радиоак­тивно.

Но перегрузка осколков нейтронами так велика, что одной радиоактивностью дело не ограничивается, и несколько нейтронов просто вылетает в свободном виде.

Следовательно, при делении урана, вызываемом нейтронами, освобождаются новые нейтроны, количест­во которых равно двум или трём на одно разваливаю­щееся ядро (рис. 18).

Этот факт и играет решающую роль в использова­нии ядерной энергии.

Деление урана оказывается ядерным превращением как раз такого типа, при котором один нейтрон приво­дит к вылету нескольких новых нейтронов. Одновре­менно выделяется большая энергия. Если нейтроны, образовавшиеся при делении, могут с успехом вызы­вать новые деления ядер, то число нейтронов и разби­тых ядер будет всё время нарастать, и реакция не пре­кратится.

Более того, если не принять специальных мер, то эта реакция будет нарастать так бурно, что получится взрыв. Подобная реакция, нарастающая без всяких внешних источников, как мы уже говорили, называется цепной реакцией.

Оказалось, что в уране такая цепная реакция при определённых условиях может быть осуще­ствлена.

Именно таким образом и была впервые высвобож­дена ядерная энергия.