Reacţia de fisiune în lanţ. Criticalitatea fisiunii în lanţ.

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?

Ea constă în multiple generații de fisiuni nucleare, în care o generație este indusă de neutronii 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 uranului 235.

Principalul proces folosit în practică în reactorii nucleari de fisiune a uranului 235 este fisiunea indusă prin captura unui neutron,

în care formăm izotopul uranului 236, care se dezintegrează în bariu 144, cripton 89 și emite trei neutroni.

După cum discutam în lecția trecută, există și alte lanțuri sau procese de dezintegrare de fisiune a uranului 236, acesta fiind cel mai important în sensul că are loc cu cea mai mare probabilitate.

De asemenea, discutam în lecția trecută că acești izotopi ușori sau de masă intermediare, bariu și cripton, sunt, la rândul lor, radioizotopi, adică sunt instabili și vor produce lanțuri de dezintegrări beta.

Deci bariu se va dezintegra beta minus, la fel și criptonul se va dezintegra beta minus în alți radioizotopi, care se vor dezintegra și ei la rândul lor, deci obținem lanțuri de dezintegrări.

În cazul acesta, beta minus, în general, pot avea loc și altfel de dezintegrări.

Și, iarăși, după cum spuneam, producem acești trei neutroni care sunt foarte importanti.

În concluzie, o astfel de dezintegrare are trei caracteristici importante din punct de vedere al aplicației în reactorii nucleari.

Unul, prima caracteristică, este că numărul mediu de neutroni emiși este 2,5 neutroni pe fisiune.

După cum vedeți, în această fisiune se produc trei neutroni, dar, așa cum spuneam, uranul 236 se poate fisiona 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 2,5 neutroni pe fisiune.

De asemeni, spuneam că o parte din acești neutroni sunt întârziați, deci sunt înceți, au loc în dezintegrările ulterioare, deci au energie cinetică mai mică și sunt mai lenți.

Și, în fine, o altă caracteristică importantă despre care vorbeam este că din această fisiune se obține un surplus de energie de ordinul 200 de MEV,

care este o energie mare și care este energia termică finală dintr-o reacție de fisiune ce pleacă de la uranul 235.

Haideți să vedem acum cum se aplică aceste proprietăți într-o fisiune în naț.

Cel mai important lucru, după cum spuneam, sunt acești extra neutroni care se produc într-o fisiune pentru că îi putem folosi pentru a genera următoarele fisiuni.

Deci acești 3 neutroni, în particular, după cum spuneam, 2,5 neutroni în medie, pot fi reintroduși într-o fisiune ulterioară, într-o captură ulterioară,

bineînțeles pe alt nucleu de uranul 235 din material, reamorsând această reacție de fisiune.

Deci faptul că dintr-o fisiune a uranului 235 se obțin mai mulți neutroni decât s-au folosit,

duce la posibilitatea obținerei unei reacții de fisiune în lanț, adică în care acești extra neutroni obținuți sunt refolosiți pentru generarea unei ulterioare reacții de fisiune a altui nucleu de uranul 235

și deci putem intra în acest ciclu de fisiune în materialul nostru nuclear.

Generând aceste generații de neutroni care duc la generații de fisiune.

Se numește coeficient de multiplicare, raportul dintre numărul de neutroni produși într-o generație și cel al neutronelor produși în generația precedentă.

În cazul acesta ar fi raportul dintre 2,5 și 1 pentru o reacție, dar calculat pe toate reacțiile din materialul respectiv.

Deci K este numărul de neutroni din generația N a fisiunilor și împărțim acest număr de neutroni din generația N la numărul de neutroni din generația N-1.

Dacă acest coeficient K este sub 1, atunci reacția nucleară de fisiune în lanț este subcritică.

Asta înseamnă pur și simplu că consumăm mai mulți neutroni decât generăm în reacția în lanț și deci reacția nucleară se va stinge.

La un moment dat rămânem fără neutroni în material care să genereze prin captură pe uranul 235 noi fisiuni.

Dacă K este egal cu 1, atunci reacția nucleară de fisiune în lanț este critică.

Ea se auto-întreține și este staționar, adică avem o rată constantă de fisiune în timp.

Numărul de fisiuni în unitatea de timp este constant pentru că numărul de neutroni de la o generație la alta în timpul reacției în lanț este constant.

Și, bineînțeles, avem cel de-al treilea caz în care reacția de fisiune în lanț este supracritică, adică K este mai mare decât 1.

Generăm foarte mulți astfel de neutroni și ea se auto-întreține.

Deci nu avem un caz în care se stinge reacția nucleară de fisiune, dar se auto-întreține într-un mod explosiv,

în sensul că de la o generație la alta avem din ce în ce mai multe fisiuni, din ce în ce mai multă energie emisă de către materialul respectiv,

iar acesta este tipic pentru o reacție de tip explosiv.

Bineînțeles, depinde cât de mare este K raportat la 1 și de alți factori, dar această creștere în timp a energiei generate este o reacție de fisiune în lanț de tip explosiv.

Haideți 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 în lanț.

Deci haideți să discutăm despre criticalitatea fisiunii în lanț.

În calcul coeficientului de multiplicare K, care stabilește această criticalitate, după cum am văzut, intră mai mulți factori.

Primul și cel mai important, după cum am vorbit, este numărul mediului de neutron produs pe generație.

Și după cum am văzut, pentru o fisiune de uraniu 235, avem 2,5 neutroni pe fisiuni.

Bineînțeles, în acest număr de mediul de neutroni, atunci ar trebui să mulțim 2,5 cu numărul mediu de fisiuni pe generație,

pentru a obține numărul mediu de neutroni în total.

Deci acesta este primul factor care intră în calculul lui K, acest 2,5 pentru uraniu 235.

Dar nu este suficient, pentru că nu toți neutronii emiști din fisiune, nu toți acești, în medie, 2,5 neutroni pot fi folosiți

pentru inițierea altei fisiuni.

Adică nu toți acești 2,5 neutroni pot intra într-o captură de tipul N plus uraniu 235.

De ce? Pentru că doar neutronii înceți sau întârziați pot fi capturați de uraniu 235, inițind o nouă fisiune.

Deci ideea de bază este că numai neutronii cu o viteză medie mică pot fi capturați.

Dacă e o viteză prea mare, atunci nu mai pot iniția această fisiune.

Iar în cazul nostru, doar neutronii emiști în fazele ulterioare ale fisiunii, așa numiții neutroni întârziați,

sunt suficient de înceți pentru a genera această fisiune.

În concluzie, aceasta ar fi o problemă mare, pentru că rezultă că o mare parte din acești 2,5 neutroni produși într-o fisiune

nu pot fi folosiți pentru următoarea generație de fisiuni.

Din fericire, există o soluție și anume folosirea unui așa numit moderator.

Moderatorul este o substanță formată din nucleușoare, apă, se mai folosește apă grea sau beriliu, deci în general substanțe din nucleușoare

care se amestecă cu combustibilul nuclear, în cazul nostru în anul 235.

De ce? Pentru că atunci acești neutroni sau acei neutroni care au viteze mari, așa numiții neutroni prompți sau rapizi de viteză mare,

se vor ciocni de aceste nucleușoare, vor fi încetiniți și în concluzie vor putea și ei fi folosiți în fisiuni nucleare.

Deci moderatorul moderează, după cum spune numele, viteza neutronilor prompți prin ciocniri repetate,

făcând ca procentul din neutronii produs în fisiune, acest 2,5, ce poate fi folosit în inițierea unor noi fisiuni, să fie aproape de 100%.

Nu e egal cu 100%, dar mult mai aproape de 100%.

Avem o altă problemă de rezolvat și anume, foarte mulți din acești neutroni și, în particular,

neutronicii provin din fisiunile de la suprafața materialului vor ieși.

Deci avem un material, bineînțeles, de o anumită formă, nu contează, în care avem acești nuclei de uraniu 235

și neutroni care sunt produși și dorim noi să inițieze alte fisiuni.

Dacă ei sunt produși către suprafața materialului, vor ieși și deci nu vor putea fi folosiți.

Deci fracția de neutroni care evadează din materialul combustibil, din combustibil nuclear, fără a interacționa, este o fracție de neutron pierdută.

Pentru aceasta se folosește o altă soluție tehnică și anume așa-numitul reflector.

Reflectorul este pur și simplu un perete dintr-un material de nuclei ușoare, tipic grafit, dar sunt și alte materiale,

ce înconjoară combustibilul nuclear și reflectă neutronii înapoi.

Deci, bineînțeles, în modul cel mai simplu, ce facem? Înconjurăm combustibilul nostru nuclear

cu un material cu proprietăți alese în așa fel încât să reflecte înapoi acești neutroni.

Deci ei vor încerca să iasă și vor fi trimiși înapoi în materialul nostru, în combustibilul nostru,

și deci vor putea fi folosiți și ei în reinițierea următoarei generații de fisiuni din reacția de fisiune în lanț.

În fine, trebuie să ținem cont și de fracția de neutroni absorbiți.

Deci, pur și simplu, acești neutroni produși participă și în alte reacții nucleare decât fisiunea.

Cea mai importantă, din punct de vedere al probabilității de producere, este absorția radiativă.

Deci, acești neutroni sunt absorbiți de nuclee și tot ce se produce este emisia unei radiații gamma,

ceea ce nu este procesul ce ne interesează pe noi.

Pe noi ne interesează ca acești neutroni să producă fisiuni, nu absorții radiative sau altfel de procese.

În concluzie, acestea sunt ideile principale din spatele unui calcul complicat

ce se face în teoria reactorilor nucleari pentru a calcula acest coeficient de multiplicare K

și deci a stabili criticalitatea fisiunii în lanț.

Noi le-am enumerat numai ca idei de bază,

dar aceste idei de bază, bineînțeles, se aplică în calcule matematice foarte precise

care stau la baza teoriei reactorilor nucleari.