WikiDer > Физика ядерного реактора - Википедия

Эта статья включает в себя список общих Рекомендации, но он остается в основном непроверенным, потому что ему не хватает соответствующих встроенные цитаты. Пожалуйста, помогите улучшать эта статья введение более точные цитаты. (Сентябрь 2008 г.) (Узнайте, как и когда удалить этот шаблон сообщения)

Физика ядерного реактора это область физика который изучает и занимается прикладное исследование и инженерные приложения цепной реакции, чтобы вызвать контролируемую скорость деления в ядерном реакторе для производства энергии.^[1]Наиболее ядерные реакторы использовать цепная реакция вызвать контролируемую скорость ядерное деление в делящемся материале, высвобождая как энергия и бесплатно нейтроны. Реактор состоит из сборки ядерного топлива ( активная зона реактора), обычно окруженный замедлитель нейтронов Такие как обычная вода, тяжелая вода, графит, или же гидрид циркония, и оснащены такими механизмами, как стержни управления которые контролируют скорость реакции.

Физика ядерное деление имеет несколько причуд, влияющих на конструкцию и поведение ядерных реакторов. В этой статье представлен общий обзор физики ядерных реакторов и их поведения.

Критичность

В ядерном реакторе нейтрон Население в любой момент является функцией скорости образования нейтронов (из-за процессов деления) и скорости потерь нейтронов (из-за механизмов поглощения без деления и утечки из системы). Когда нейтронная популяция реактора остается постоянной от поколения к поколению (создавая столько новых нейтронов, сколько теряется), цепная реакция деления является самоподдерживающейся, и состояние реактора называется «критическим». Когда производство нейтронов в реакторе превышает потери, характеризующиеся увеличением уровня мощности, оно считается «сверхкритическим», а когда преобладают потери, оно считается «докритическим» и демонстрирует снижение мощности.

"Шестифакторная формула"- уравнение баланса жизненного цикла нейтронов, которое включает шесть отдельных факторов, произведение которых равно отношению числа нейтронов в любом поколении к числу нейтронов в предыдущем; этот параметр называется эффективным коэффициентом размножения k, также обозначается K_эфф, где k = Є L_ж ρ L_th ж η, где Є = «коэффициент быстрого деления», L_ж = "коэффициент быстрой герметичности", ρ = "вероятность выхода из резонанса", L_th = "коэффициент термической герметичности", ж = «коэффициент использования теплового топлива» и η = «коэффициент воспроизводства». Коэффициенты этого уравнения примерно в порядке возможного появления нейтрона, рожденного при делении, во время критической операции. Как уже упоминалось ранее, k = (нейтроны, произведенные в одном поколении) / (Нейтроны, произведенные в предыдущем поколении). Другими словами, когда реактор критический, k = 1; когда реактор докритический, k <1; а когда реактор сверхкритический, k> 1.

Реактивность является выражением отхода от критичности. δk = (k - 1) / k. Когда реактор критический, δk = 0. Когда реактор подкритический, δk <0. Когда реактор сверхкритический, δk> 0. Реакционная способность также обозначается строчной греческой буквой rho (ρ). Реакционная способность обычно выражается в десятичных долях или процентах или pcm (милл-процентных долях) от Δk / k. Когда реактивность ρ выражается в единицах доли запаздывающих нейтронов β, эта единица называется доллар.

Если написать N для количества свободных нейтронов в активной зоне реактора и ${ Displaystyle тау}$ для среднего времени жизни каждого нейтрона (до того, как он выйдет из активной зоны или будет поглощен ядром), то реактор будет следовать дифференциальное уравнение (уравнение эволюции)

${ displaystyle { frac {dN} {dt}} = { frac { alpha N} { tau}}}$

куда ${ displaystyle alpha}$ - константа пропорциональности, а ${ displaystyle dN / dt}$ - скорость изменения числа нейтронов в активной зоне. Этот тип дифференциального уравнения описывает экспоненциальный рост или же экспоненциальный спад, в зависимости от знака постоянной ${ displaystyle alpha}$, что является всего лишь ожидаемым числом нейтронов по истечении одного среднего времени жизни нейтрона:

${ displaystyle alpha = P_ {удар} P_ {деление} n_ {avg} -P_ {поглощать} -P_ {escape}}$

Здесь, ${ displaystyle P_ {impact}}$ вероятность того, что конкретный нейтрон ударит по топливному ядру, ${ displaystyle P_ {fission}}$ вероятность того, что нейтрон, ударившись о топливо, вызовет деление этого ядра, ${ displaystyle P_ {абсорбировать}}$ вероятность того, что он будет поглощен чем-то другим, кроме топлива, и ${ displaystyle P_ {escape}}$ вероятность того, что он «ускользнет», полностью покинув ядро. ${ displaystyle n_ {avg}}$ - это количество нейтронов, в среднем производимых в результате деления, - от 2 до 3 для обоих ²³⁵U и ²³⁹Пу.

Если ${ displaystyle alpha}$ положительна, то ядро сверхкритический и скорость образования нейтронов будет расти экспоненциально, пока какой-либо другой эффект не остановит рост. Если ${ displaystyle alpha}$ отрицательна, то активная зона является «докритической», и количество свободных нейтронов в активной зоне будет экспоненциально сокращаться, пока не достигнет нулевого равновесия (или фонового уровня от спонтанного деления). Если ${ displaystyle alpha}$ ровно ноль, то реактор критический и его выход не меняется во времени (${ displaystyle dN / dt = 0}$, сверху).

Ядерные реакторы предназначены для уменьшения ${ displaystyle P_ {escape}}$ и ${ displaystyle P_ {абсорбировать}}$. Небольшие компактные конструкции снижают вероятность прямого побега за счет минимизации площадь поверхности сердечника и некоторых материалов (например, графит) может отражать некоторые нейтроны возвращаются в активную зону, что еще больше снижает ${ displaystyle P_ {escape}}$.

Вероятность деления, ${ displaystyle P_ {fission}}$, зависит от ядерной физики топлива и часто выражается как поперечное сечение. Реакторы обычно управляются регулировкой ${ displaystyle P_ {абсорбировать}}$. Стержни управления изготовлен из материала, сильно поглощающего нейтроны, такого как кадмий или же бор может быть вставлен в активную зону: любой нейтрон, который сталкивается с регулирующим стержнем, теряется в цепной реакции, что снижает ${ displaystyle alpha}$. ${ displaystyle P_ {абсорбировать}}$ также контролируется недавней историей самой активной зоны реактора (Смотри ниже).

Стартовые источники

Сам факт того, что сборка является сверхкритической, не гарантирует, что она вообще содержит свободные нейтроны. По крайней мере, один нейтрон необходим, чтобы «поразить» цепную реакцию, и если спонтанное деление скорость достаточно низкая, это может занять много времени (в ²³⁵U-реакторы, на сколько минут) до случайной встречи нейтрона запускает цепную реакцию, даже если реактор находится в сверхкритическом состоянии. Большинство ядерных реакторов включают в себя «стартер». источник нейтронов Это гарантирует, что в активной зоне реактора всегда будет несколько свободных нейтронов, так что цепная реакция начнется немедленно, когда активная зона станет критической. Распространенный тип пусковой источник нейтронов представляет собой смесь альфа-частица эмиттер, такой как ²⁴¹Являюсь (америций-241) с легким изотопом, таким как ⁹Быть (бериллий-9).

Описанные выше первичные источники должны использоваться со свежими активными зонами реактора. Для действующих реакторов используются вторичные источники; чаще всего комбинация сурьма с бериллий. Сурьма становится активирован в реакторе и производит высокоэнергетический гамма-фотоны, которые производят фотонейтроны из бериллия.

Уран-235 подвергается небольшой скорости естественного спонтанного деления, поэтому всегда есть нейтроны, даже в полностью остановленном реакторе. Когда стержни управления удаляются и приближается к критичности, число увеличивается, потому что поглощение нейтронов постепенно уменьшается, пока при критичности цепная реакция не становится самоподдерживающейся. Обратите внимание, что хотя в реакторе предусмотрен источник нейтронов, это не обязательно для запуска цепной реакции, его основная цель состоит в том, чтобы дать нейтронную популяцию останова, которую можно обнаружить с помощью приборов, и, таким образом, сделать подход к критическому состоянию более наблюдаемым. Реактор станет критическим при одном и том же положении регулирующего стержня, независимо от того, загружен источник или нет.

После начала цепной реакции первичный источник стартера может быть удален из активной зоны, чтобы предотвратить повреждение из-за высокого напряжения. нейтронный поток в действующей активной зоне реактора; вторичные источники обычно остаются на месте, чтобы обеспечить фоновый контрольный уровень для контроля критичности.

Докритическое умножение

Даже в подкритической сборке, такой как активная зона остановленного реактора, любой случайный нейтрон, который случайно присутствует в активной зоне (например, от спонтанного деления топлива, от радиоактивного распада продуктов деления или от источник нейтронов) вызовет экспоненциально затухающую цепную реакцию. Хотя цепная реакция не является самоподдерживающейся, она действует как множитель, увеличивающий равновесие количество нейтронов в активной зоне. Этот докритическое умножение Эффект может использоваться двумя способами: как проверка того, насколько близка активная зона к критичности, и как способ генерирования энергии деления без рисков, связанных с критической массой.

Если ${ displaystyle k}$ - коэффициент размножения нейтронов в подкритической активной зоне и ${ displaystyle S_ {0}}$ - количество нейтронов, приходящих на генерацию в реактор от внешнего источника, то в момент включения источника нейтронов количество нейтронов в активной зоне будет ${ displaystyle S_ {0}}$. Через 1 поколение эти нейтроны будут производить ${ Displaystyle к раз S_ {0}}$ нейтронов в реакторе и реакторе будет в сумме ${ Displaystyle к раз S_ {0} + S_ {0}}$ нейтроны с учетом недавно введенных нейтронов в реактор. Аналогичным образом после 2-го поколения количество нейтронов, произведенных в реакторе, будет ${ Displaystyle к раз (к раз S_ {0} + S_ {0}) + S_ {0}}$ и так далее. Этот процесс будет продолжаться, и через достаточно долгое время количество нейтронов в реакторе будет

${ displaystyle S_ {0} + k times S_ {0} + k times k times S_ {0} + ldots}$

Этот ряд будет сходиться, потому что для докритического ядра ${ Displaystyle 0 <к <1}$. Таким образом, количество нейтронов в реакторе будет просто:

${ displaystyle { frac {S_ {0}} {1-k}}}$

Фракция ${ displaystyle { frac {1} {1-k}}}$ называется докритическим коэффициентом умножения.

Поскольку мощность в реакторе пропорциональна количеству нейтронов, присутствующих в материале ядерного топлива (материале, в котором может происходить деление), мощность, производимая такой подкритической активной зоной, также будет пропорциональна докритическому коэффициенту размножения и мощности внешнего источника.

В качестве метода измерения во время эксперимента использовалось докритическое умножение. Манхэттенский проект в ранних экспериментах по определению минимальных критических масс ²³⁵U и ²³⁹Пу. Он до сих пор используется для калибровки средств управления ядерными реакторами во время запуска, поскольку многие эффекты (обсуждаемые в следующих разделах) могут изменить требуемые параметры управления для достижения критичности в реакторе. В качестве метода выработки энергии докритическое умножение позволяет генерировать ядерную энергию для деления, когда критическая сборка нежелательна по соображениям безопасности или по другим причинам. Подкритическая сборка вместе с источником нейтронов может служить постоянным источником тепла для выработки энергии от деления.

Включая влияние внешнего источника нейтронов («внешнего» по отношению к процессу деления, но не физически внешнего по отношению к активной зоне), можно записать модифицированное уравнение эволюции:

${ displaystyle { frac {dN} {dt}} = { frac { alpha N} { tau}} + R_ {ext}}$

куда ${ displaystyle R_ {ext}}$ - скорость, с которой внешний источник вводит нейтроны в активную зону. В равновесие, активная зона не изменяется и dN / dt равно нулю, поэтому равновесное количество нейтронов определяется выражением:

${ displaystyle N = - { frac { tau R_ {ext}} { alpha}}}$

Если ядро ​​подкритическое, то ${ displaystyle alpha}$ отрицательно, поэтому существует равновесие с положительным числом нейтронов. Если ядро ​​близко к критичности, то ${ displaystyle alpha}$ очень мало, и поэтому конечное число нейтронов может быть произвольно большим.

Модераторы нейтронов

Улучшить ${ displaystyle P_ {fission}}$ и обеспечения цепной реакции, реакторы, работающие на природном или низкообогащенном уране, должны включать замедлитель нейтронов который взаимодействует с вновь произведенными быстрые нейтроны от событий деления, чтобы уменьшить их кинетическую энергию с нескольких МэВ до тепловых энергий менее одного эВ, что делает их более склонными к делению. Это потому что ²³⁵U имеет большее сечение для медленных нейтронов, а также потому, что ²³⁸U гораздо реже поглощает тепловой нейтрон чем только что произведенный нейтрон при делении.

Таким образом, замедлители нейтронов - это материалы, замедляющие нейтроны. Наиболее эффективно нейтроны замедляются при столкновении с ядром легкого атома, водород - самый легкий из всех. Таким образом, чтобы быть эффективными, замедлители должны содержать легкие элементы с атомными ядрами, которые имеют тенденцию рассеивать нейтроны при ударе, а не поглощать их. Помимо водорода, атомы бериллия и углерода также подходят для работы по замедлению или замедлению нейтронов.

Водородные замедлители включают воды (ЧАС₂O), тяжелая вода(D₂O), и гидрид циркония (ZrH₂), и все это работает, потому что ядро ​​водорода имеет почти такую ​​же массу, что и свободный нейтрон: нейтрон-H₂О или нейтрон-ZrH₂ удары возбуждают режимы вращения молекул (вращая их вокруг). Дейтерий ядра (в тяжелой воде) поглощают кинетическую энергию хуже, чем ядра легкого водорода, но они с гораздо меньшей вероятностью поглощают падающий нейтрон. Вода или тяжелая вода имеют то преимущество, что прозрачный жидкости, так что, помимо экранирования и замедления активной зоны реактора, они позволяют непосредственно наблюдать за активной зоной во время работы, а также могут служить рабочей жидкостью для передачи тепла.

Углерод в форме графита широко используется в качестве замедлителя. Он использовался в Чикаго Пайл-1, первая в мире критическая сборка, созданная руками человека, и была обычным явлением в первых конструкциях реакторов, включая Советский РБМК атомная электростанция такой как Чернобыльский завод.

Модераторы и конструкция реактора

Количество и характер замедления нейтронов влияет на управляемость реактора и, следовательно, на безопасность. Поскольку замедлители замедляют и поглощают нейтроны, существует оптимальное количество замедлителя для включения в заданную геометрию активной зоны реактора. Меньшая модерация снижает эффективность за счет уменьшения ${ displaystyle P_ {fission}}$ член в уравнении эволюции, и большая умеренность снижает эффективность за счет увеличения ${ displaystyle P_ {escape}}$ срок.

Большинство замедлителей становятся менее эффективными с повышением температуры, поэтому не модерируется реакторы устойчивы к изменениям температуры в активной зоне реактора: если активная зона перегревается, то качество замедлителя снижается, и реакция имеет тенденцию к замедлению (существует «отрицательный температурный коэффициент» в реактивности активной зоны). Вода - крайний случай: при сильной жаре она может закипать, производя эффективные пустоты в активной зоне реактора без нарушения физической структуры активной зоны; это имеет тенденцию останавливать реакцию и уменьшать возможность горючего крах. Чрезмерно модерируется реакторы нестабильны по отношению к изменениям температуры (есть «положительный температурный коэффициент» в реактивности активной зоны), и поэтому они менее безопасны по своей природе, чем активные зоны с недостаточным замедлением.

В некоторых реакторах используется комбинация Модератор материалы. Например, TRIGA Типовые исследовательские реакторы используют ZrH₂ модератор смешал с ²³⁵U топливо, H₂О-заполненный сердечник, замедлитель С (графит) и отражатель блоки по периферии ядра.

Запаздывающие нейтроны и управляемость

Реакции деления и последующий уход нейтронов происходят очень быстро; это важно для ядерное оружие, где цель - сделать ядерный яма высвободить как можно больше энергии, прежде чем это будет физически взрывается. Большинство нейтронов, испускаемых в результате деления, являются Подсказка: они испускаются мгновенно. После испускания среднее время жизни нейтрона (${ Displaystyle тау}$) в типичном ядре порядка миллисекунда, поэтому, если экспоненциальный множитель ${ displaystyle alpha}$ всего 0,01, то за одну секунду мощность реактора изменится в (1 + 0,01) раз.¹⁰⁰⁰, или более десяти тысяча. Ядерное оружие спроектировано таким образом, чтобы максимально увеличить скорость роста мощности, его срок службы намного меньше миллисекунды, а экспоненциальный коэффициент близок к 2; но такое быстрое изменение сделало бы практически невозможным управление скоростью реакции в ядерном реакторе.

К счастью, эффективный Время жизни нейтрона намного больше, чем среднее время жизни одиночного нейтрона в активной зоне. Около 0,65% нейтронов производятся ²³⁵Деления урана и около 0,20% нейтронов, производимых ²³⁹Деление Pu не возникает немедленно, а скорее испускается возбужденным ядром после следующей стадии распада. На этом этапе далее радиоактивный распад некоторых продуктов деления (почти всегда отрицательный бета-распад), следует немедленное испускание нейтронов из возбужденного дочернего продукта со средним временем жизни бета-распада (и, следовательно, испускания нейтронов) около 15 секунд. Эти так называемые запаздывающие нейтроны увеличить эффективное среднее время жизни нейтронов в активной зоне почти до 0,1 секунды, так что активная зона с ${ displaystyle alpha}$ 0,01 увеличится за одну секунду только в (1 + 0,01) раз¹⁰, или около 1,1: увеличение на 10%. Это контролируемая скорость изменения.

Следовательно, большинство ядерных реакторов эксплуатируются в быстрый подкритический, отложенный критический Условие: одних мгновенных нейтронов недостаточно для поддержания цепной реакции, но запаздывающие нейтроны составляют небольшую разницу, необходимую для поддержания реакции. Это влияет на способ управления реакторами: когда небольшое количество регулирующего стержня вставляется в активную зону реактора или из нее, уровень мощности сначала изменяется очень быстро из-за быстрое докритическое умножение а затем более постепенно, следуя экспоненциальной кривой роста или затухания отложенной критической реакции. Более того, увеличивается в реакторе мощность может быть достигнута с любой желаемой скоростью, просто вытащив регулирующий стержень достаточной длины. Однако без добавления нейтронный яд или активный поглотитель нейтронов, уменьшается скорости деления ограничены по скорости, потому что даже если реактор становится глубоко подкритическим, чтобы остановить образование мгновенных нейтронов деления, запаздывающие нейтроны производятся после обычного бета-распада уже имеющихся продуктов деления, и это образование нейтронов при распаде не может быть изменено.

Кинетика

Кинетика реактора описывается уравнениями баланса нейтронов и ядер (делящегося, продуктов деления).

Реакторные яды

Любой нуклид который сильно поглощает нейтроны, называется реакторный яд, потому что он имеет тенденцию останавливать (отравлять) продолжающуюся цепную реакцию деления. Некоторые реакторные яды намеренно вводятся в активную зону реакторов деления, чтобы контролировать реакцию; бор или же кадмий управляющие стержни - лучший тому пример. Многие реакторные яды производятся самим процессом деления, и накопление продуктов деления, поглощающих нейтроны, влияет как на экономику топлива, так и на управляемость ядерных реакторов.

Долгоживущие яды и переработка топлива

На практике накопление реакторных ядов в ядерном топливе - это то, что определяет время жизни ядерного топлива в реакторе: задолго до того, как произойдут все возможные деления, накопление долгоживущих продуктов деления, поглощающих нейтроны, гасит цепную реакцию. Это причина того, что ядерная переработка является полезным видом деятельности: отработавшее ядерное топливо содержит около 96% исходного расщепляющегося материала, присутствующего во вновь произведенном ядерном топливе. Химическое разделение продуктов деления восстанавливает ядерное топливо, чтобы его можно было снова использовать.

Ядерная переработка полезна с экономической точки зрения, потому что химическое разделение осуществить намного проще, чем сложное разделение изотопов требуется для приготовления ядерного топлива из руды природного урана, так что в принципе химическое разделение дает больше генерируемой энергии с меньшими усилиями, чем добыча, очистка и изотопное разделение новой урановой руды. На практике, как сложность обращения с высокоактивными продуктами деления и другие политические проблемы делают топливо переработку спорного предмет. Одна из таких проблем заключается в том, что отработанное урановое ядерное топливо содержит значительные количества ²³⁹Pu, основной ингредиент ядерного оружия (см. реактор-размножитель).

Недолговечные яды и управляемость

Короткоживущие реакторные яды в продуктах деления сильно влияют на работу ядерных реакторов. Ядра нестабильных продуктов деления превращаются во множество различных элементов (вторичные продукты деления), поскольку они проходят цепочка распада к стабильному изотопу. Самый важный такой элемент - это ксенон, потому что изотоп ¹³⁵Xeвторичный продукт деления с периодом полураспада около 9 часов, является чрезвычайно сильным поглотителем нейтронов. В работающем реакторе каждое ядро ¹³⁵Xe становится ¹³⁶Xe (который позже может поддерживать бета-распад) за счет захват нейтронов почти сразу после создания, чтобы в ядре не было наростов. Однако, когда реактор останавливается, уровень ¹³⁵Хе накапливается в ядре около 9 часов, прежде чем начнет распадаться. В результате примерно через 6–8 часов после остановки реактора может стать физически невозможно возобновить цепную реакцию до тех пор, пока ¹³⁵У Кси был шанс распасться в течение следующих нескольких часов. Это временное состояние, которое может длиться несколько дней и предотвращать перезапуск, называется йодная яма или отравление ксеноном. Это одна из причин, по которой ядерные энергетические реакторы обычно круглосуточно работают на стабильном уровне мощности.

¹³⁵Накопление Xe в активной зоне реактора делает чрезвычайно опасным работу реактора через несколько часов после его остановки. Поскольку ¹³⁵Xe сильно поглощает нейтроны, поэтому запуск реактора в условиях высокого содержания Xe требует вытаскивания управляющих стержней из активной зоны намного дальше, чем обычно. Однако, если реактор действительно достигает критичности, поток нейтронов в активной зоне становится высоким и ¹³⁵Хе разрушается быстро - это имеет тот же эффект, что и очень быстрое удаление регулирующего стержня большой длины из ядра, и может вызвать слишком быстрое развитие реакции или даже ее усиление. срочный критический.

¹³⁵Кси сыграла большую роль в Чернобыльская авария: примерно через восемь часов после планового останова на техническое обслуживание рабочие пытались вывести реактор на критическая нулевая мощность условие для проверки цепи управления. Поскольку ядро ​​было загружено ¹³⁵Xe из выработки электроэнергии в предыдущий день, для достижения этой цели потребовалось извлечь больше регулирующих стержней. В результате чрезмерная реакция быстро и неконтролируемо нарастала, что привело к паровому взрыву в активной зоне и насильственному разрушению установки.

Обогащение урана

Хотя многие расщепляющийся изотопы существуют в природе, только делящийся изотоп, найденный в любом количестве, ²³⁵U. Около 0,7% урана в большинстве руд составляет изотоп 235, а около 99,3% - неделящийся изотоп 238. В большинстве случаев использования в качестве ядерного топлива уран должен быть обогащенный - очищен, так что он содержит более высокий процент ²³⁵U. Потому что ²³⁸U поглощает быстрые нейтроны, критическая масса необходим для поддержания цепной реакции, увеличивается по мере того, как ²³⁸Содержание U увеличивается, достигая бесконечности при 94% ²³⁸U (6% ²³⁵U).^[2]Концентрации ниже 6% ²³⁵U не может быстро стать критическим, хотя их можно использовать в ядерном реакторе с замедлитель нейтронов.Начальная ступень ядерного оружия с использованием урана ВОУ обогащен до ~ 90% ²³⁵U, хотя на вторичной стадии часто используются более низкие обогащения. Ядерные реакторы с водяным замедлителем требуют хотя бы некоторого обогащения ²³⁵U.Ядерные реакторы с тяжелая вода или графитовый замедлитель может работать с природным ураном, полностью устраняя необходимость в обогащении и предотвращая использование топлива для ядерного оружия; то КАНДУ энергетические реакторы, используемые в Канадский электростанции являются примером этого типа.

Обогащение урана сложно, потому что химические свойства ²³⁵U и ²³⁸U идентичны, поэтому физические процессы, такие как газовая диффузия, газовая центрифуга или же масс-спектрометрии должен использоваться для изотопное разделение исходя из небольших различий в массе. Поскольку обогащение является основным техническим препятствием для производства ядерного топлива и простого ядерного оружия, технология обогащения является политически чувствительной.

Окло: природный ядерный реактор

Современные месторождения урана содержат только до ~ 0,7% ²³⁵U (и ~ 99,3% ²³⁸U), чего недостаточно для поддержания цепной реакции, замедляемой обычной водой. Но ²³⁵U намного короче период полураспада (700 миллионов лет), чем ²³⁸U (4,5 миллиарда лет), поэтому в далеком прошлом процент ²³⁵U был намного выше. Около двух миллиардов лет назад водонасыщенное месторождение урана (на нынешнем Окло мой в Габон, Западная Африка) подвергся естественной цепной реакции, которая замедлялась грунтовые воды и, предположительно, регулируется отрицательным коэффициентом пустотности, поскольку вода закипает от тепла реакции. Уран на руднике Окло обеднен примерно на 50% по сравнению с другими местами: это всего лишь от 0,3% до 0,7%. ²³⁵U; и руда содержит следы стабильных дочерей давно распавшихся продуктов деления.

Смотрите также

• Список ядерных реакторов
• Ядерная физика
• Ядерное деление
• Термоядерная реакция

Рекомендации

• Справочник Министерства энергетики США: ядерная физика и теория реакторов (PDF). Министерство энергетики США. Январь 1993. Архивировано из оригинал (PDF) на 2013-12-03. Получено 2012-01-02.

внешняя ссылка

Теория возраста Ферми

Заметки о ядерной диффузии доктора Абдельхамида Дохане