Reacţia de fisiune în lanţ. Criticalitatea fisiunii în lanţ.
Tag-uri
Partajeaza in Google Classroom
Transcript
în cea de a șaptea lecție de fizică
nucleară vom discuta despre reacția
de fisiune în lanț și despre reactorul
nuclear lecția trecută am discutat
despre reacția de fisiune ce este
reacția de fisiune în lanț ia constă
în multiple generații de fisiune
clare în care o generație este
indusă de neutroni produși din
generația precedentă Haideți să
explicăm această definiție în lecția
trecută am discutat despre fisiunea
în general și în particular am
dat exemplu fisiunii uraniu-235
principalul proces folosit în practică
în reactori nucleari de fisiune
a unui 235 este fisiunea indusă
prin captura unui neutron în care
izotopul uraniu 236 care se dezintegrează
în Pariu 144 krypton 89 și mie
trei neutroni După cum discutam
în lecția trecută există și alte
la lanțul sau procese de dezintegrare
a de fisiune hora lui 236 acesta
fiind cel mai important în sensul
că are loc cu cea mai mare probabilitate
de asemeni discutam în lecția trecută
că acești izotopi ușori sau de
masă intermediare bară și krypton
sunt la rândul lor radioizotopi
Adică sunt instabili și vor produce
lanțuri de des integrări Betta
Deci bariu se va dezintegra Beta
minus la fel și kriptonul se dezintegra
peta minus în alții radioizotopi
care se vor dezintegra și ei la
rândul lor Deci obținem lanțuri
de dezintegrării în cazul acesta
Betta minus în general pot avea
loc și altfel de dezintegrare și
iarăși după cum spuneam producem
acești trei Note în care sunt foarte
importanți în concluzie o astfel
de dezintegrare are trei caracteristici
importante din punct de vedere
al aplicației în reactori nucleari
1 prima caracteristică este că
numărul mediu de neutroni și numărul
mediu de neutroni mici este 2 neutroni
pe fisiune după cum vedeți în această
ficțiune se produc trei neotronix
dar așa cum spuneam urena 236 se
poate viziona și în alte procese
de fisiune și calculând media numărului
de neutroni din toate aceste procese
De fisiune ce pleacă din acest
punct obținem un număr mediu de
2 notelor pe fisiune de asemeni
spuneam că o parte din acești neutronii
sunt întârziați De ce au loc sunt
înceți au loc în dezintegrare ulterioare
De ce au mai energici Mitică mai
mică și sunt mai lenți și în fine
O altă caracteristică importantă
despre care vorbeam este că din
această viziune se obține o un
surplus de energie de ordinul 200
de mega electronvolt Care este
OUG mare și care este energia termică
finală din reacție De fisiune ce
pleacă din de la uraniu-235 Haideți
să vedem acum cum se aplică aceste
proprietăți intr'o fisiune la cel
mai important lucru după cum spuneam
sunt acești extranews roni care
se produc în trofee sesiune pentru
că îi putem folosi pentru a genera
următoarele fisiune Deci acești
trei neutroni în particular după
cum spuneam 2 neutroni în medie
pot fi reintrodus în profesiune
ulterioară într o captură ulterioară
bineînțeles pe alți nucleu de uraniu-235
din material amor sunt această
reacții de fisiune Deci faptul
că dintro fisiunea hora lui 235
se obțin mai mulți neuroni decât
sau folosit duce la posibilitatea
obținerii unei reacții de fisiune
în lanț adică în care acești extra
neutronii obținuți sunt refolosiți
pentru generarea unei ulterioare
reacții de fisiune a altui nucleu
de uraniu-235 și Deci Putem intra
în acest ciclu de fisiune în materialul
nostru nuclear generând acestei
generații de neutroni care duc
la generații de fisiune se numește
coeficient de multiplicare raportul
dintre numărul de neutroni produși
între generație și cel al neutronilor
produs și în generația precedent
în cazul acesta ar fi ar fi raportul
dintre 2 și 1 pentru o reacție dar
calculat pe toate reacțiile din
materialul respectiv Deci ca este
numărul de neutroni din generația
a a a a digera ție a Poate ar trebui
să folosesc un alt nume nume aici
din generația n adeziv a viziunilor
și împărțim acest număr de neutroni
din generația n la numărul de neutroni
din generația n minus 1 acest dacă
acest coeficient ca este sub 1
atunci reacția nucleară de fisiune
în lanț Este sub critică ați Asta
înseamnă pur și simplu că consumăm
mai mulți neutroni decât gen eram
în reacția în lanț și Deci reacția
nucleară se va stinge la moment
dat rămânem fără neutroni în material
care să genereze prin captură pe
uraniu-235 noi viziuni dacă ca
este egal cu 1 atunci reacție nucleară
de fisiune în lanț este critică
ia se auto întreține și este staționară
adică avem o rată constantă de
fisiune numărul de cesiuni în unitatea
de timp este constant pentru că
numărul de neutroni de la o generație
la alta în timpul de reacție în
lanț este și bineînțeles avem cel
de al treilea caz în care reacția
de fisiune în lanț este supra critică
adică ca este mai mare decât 1
generăm foarte mulți astăzi de
neutroni și ia se auto întreține
Deci nu avem un caz în care se
stinge reacția nucleară de fisiune
Dar se aude o întreține împrumut
exploziv în sensul că de la o generație
la alta avem din cinci în mai multe
mai multe fi suni din ce în ce
mai multă energie emisă de către
materialul respectiv acesta este
tipic pentru o reacție de tip explozive
bineînțeles depinde cât de mare
este ca raportat la 1:00 și de
alți factori dar această creștere
în timp ING generate este o reacție
de fisiune în lanț de tip exploziv
Haide să discutăm Acum despre ce
influențează valoarea lui k pentru
că după cum vedeți pentru reacții
de fisiune în lanț valoarea coeficientului
de multiplicare este esențială
în descrierea tipului de reacții
de fisiune nas discutăm despre
calitatea fisiunii la în calculul
coeficientului de multiplicare
chei care Stabilește această calitate
după cum am văzut intră mai mulți
factori primul și cel mai important
după cum am vorbit este numărul
mediu de neutroni produs pe generații
după cum am văzut pentru o fisiune
de uraniu-235 avem 2 neutron perfecțiune
bineînțeles în acest număr de mediu
de neutroni atunci ar trebui să
înmulțim 2 cu numărul mediu de fisiune
pe generații pentru a obține numărul
mediu de neutroni în total Deci
acesta este primul Factor care
intră în calcului ca acest 2 pentru
uraniu-235 dar nu este suficient
pentru că nu toți neutronii emiși
din fisiune Nu toți acești în medie
2 neutroni pot fi folosiți pentru
inițierea azi de la fisuri adică
nu toți acești 2 neutroni pot intra
între o captură de tipul n plus
uraniu-235 de ce Pentru că doar
neutronii înceți sau întârziați
pot fi capturați de uraniu 20 235
intind o nouă fisiune Deci ideea
de baza este că numai neutronii
cu o viteză medie mică pot fi capturați
dacă iau viteză prea mare atunci
Numai inițiază nu mai pot iniția
această viziune iar în cazul nostru
doar neutronii mici și în fazele
ulterioare ale ficțiunii așa numiții
neutroni întârziați sunt suficient
de încet pentru a genera această
fisiune în concluzie aceasta ar
fi o problemă mare pentru că rezultă
cu o mare parte din 5 2 neutroni
produși profesiune nu pot fi folosiți
pentru următoarea generație de
fisiune din fericire există o soluție
și anume folosirea unui anumit
moderator moderator este o substanță
formată din nucleu soare apă se
mai folosește apă grea sau beriliu
de 5 în aval substanțe din nucleul
Soare care este amestecul cu cu
combustibilul nuclear în cazul
nostru uraniu-235 de ce Pentru
că atunci acești neutronii sau
cine o în care au viteze mari așa
numiții neutron promiți sau rapid
de viteză mare se vor ciocni de
aceste nuclee ușoare vor fi încetiniți
și în concluzie vor putea și a
fi folosiți în fisiune nucleară
Deci moderatorul moderează după
cum spune numele viteza neutronilor
promiți prin ciocniri repetate
făcând ca procentul din neutronii
produși în fisiunea acest 2 ce pot
fi ce poate fi folosit în inițierea
unor noi și suni să fie aproape
de sută la sută nu nu egal cu sută
la sută dar mult mai aproape de
sută la sută avem o altă problemă
de rezolvat și anume foarte mulți
din în principiu din acești neutroni
și în particular neutronii ce provin
din viziunile din de la suprafața
materialului și Deci avem un material
bineînțeles anumită formă nu contează
în care avem acești acești nuclei
de o rană 235 aceste nuclee de
urare 235 neutron care sunt produși
și dorim noi să inițieze alte ficțiuni
dacă ei sunt produși către suprafața
materialului vor ieși și Deci nu
vor fi putea fi folosiți Deci fracția
de neutroni care evadează din materialul
combustibil din combustibilul nuclear
fără a interacționa este o fracție
greu Trompi redută pentru aceasta
se folosește o altă soluție tehnică
și anumit și anume așa numitul
reflector reflectorul este pur
și simplu în perete dintru material
de nucleu soare tipic grafit dar
sunt și alte materiale ce înconjoară
combustibilul nuclear și reflectă
neutroni înapoi Deci bineînțeles
să mă duci mai simplu ce facem
înconjurăm combustibilul nostru
nuclear cu un material cu proprietăți
ales în așa fel încât să reflecte
înapoi acești neutroni De ce vor
încerca să iasă și vor fi trimiși
înapoi în materialul nostru în
combustibilul nostru și Deci vor
putea fi folosiți și ei în reinitiere
următoarei sau în inițierea următoarei
generații de fisiune din reacția
de fisiune în lanț în fine trebuie
să ținem cont și de fracția de
neutroni absorbiți deci pur și
simplu ne acești neutroni produși
participă și în alte reacții nucleare
decât fisiunea cea mai importantă
din punct de vedere al probabilității
de producere este absorția radiativ
Deci acești neutroni sunt absorbiți
de nuclee și tot ce se produce
este emisiuni radiații Gamma ceea
ce nu este procesul ce ne interesează
pe noi până în interesează ca acești
neutronii să producă fisiunii Nu
absorție radiativ sau altfel de
procese în concluzie acestea sunt
ideile principale din spatele unui
calcul complicat ce se face în
teoria reactorul nuclear pentru
a calcula acest coeficient de multiplicare
ca și deci a stabilit critic calitatea
fisiune în lanț noile am enumerat
numai cai de de bază dar aceste
idei de bază bineînțeles se aplică
în calcule matematice foarte precise
care stau la baza teoriei reactoarelor
nucleare
Reacția de fisiune în lanț.Ascunde teorie X
Navigare în lectii
Cumpara abonament
