"Diffúzió matematikája" - tankönyv a "Diffúziós jelenségek: elmélet és gyakorlat", "Kémiai anyagtudomány" és "Nuclear Industry" kurzusokhoz. A könyv szisztematikus anyagot tartalmaz a diffúziós jelenségek modellezésére szolgáló matematikai apparátus alapjairól, az adszorpciós és kémiailag aktív heterogén közegekben zajló transzportfolyamatok vizsgálatával kapcsolatos kísérletek eredményeinek feldolgozásával és értelmezésével. Különféle véletlenszerű sétatípusokat, a hozzájuk tartozó statisztikai eloszlásokat és az ezeket a folyamatokat leíró parciális differenciálegyenleteket (beleértve a tört kitevővel rendelkezőket is) figyelembe vettük. Példák a parabola típusú differenciálegyenletek megoldására különböző geometriai alakú testekhez különböző perem- és kezdeti feltételek mellett, valamint diffúziós együtthatók koncentrációtól, koordinátáktól és időtől függően. A matematikai apparátus az ismert diffúziós mechanizmusokhoz igazodik, beleértve az anomális diffúziós folyamatokat (szub- és szuperdiffúzió, Lévy-repülések). Jelentős figyelmet fordítanak a fraktálgeometriai ötletek felhasználására a migrációs folyamatok leírásában. Példákat adunk a diffúzió matematikai apparátusának gyakorlati alkalmazására.
A kézikönyv hasznos lehet a kémiai, fizikai és mérnöki egyetemek hallgatóinak és végzős hallgatóinak, tudósoknak és mérnököknek, akik tanulmányozzák és a gyakorlatban alkalmazzák a diffúziós, migrációs és tömegtranszfer folyamatait.

Integrált transzformációk.
Számos diffúziós probléma megoldható integráltranszformációs módszerekkel, például a műveleti számítás módszerével. Különféle típusú transzformációk léteznek: Fourier, Laplace, Hankel, Meyer, Kontorovich-Lebedev és mások. Ez a fejezet csak a Laplace integrál transzformációval foglalkozik.

A műveleti számítás egy olyan módszer, amely lehetővé teszi összetett matematikai problémák egyszerű szabályok segítségével történő megoldását. Azon az elképzelésen alapul, hogy a vizsgált funkciókat (eredetiket) bizonyos szabályok szerint az adatokból nyert más funkciókkal (képekkel) helyettesítik, és az eredetieken végzett műveleteket a képeken végzett egyszerűbb műveletek váltják fel. Az operatív kalkulus nem magát a függvényt (eredeti), hanem annak módosulását (képet) vizsgálja.

Az integráltranszformációk során a differenciálegyenlet minden tagjára (valamint a peremfeltételekre) integrál transzformációt alkalmazunk, melynek eredményeként a koncentráció egyenlete és peremfeltételei helyett egyenlet és peremfeltételek a képére. kapnak.

Az operatív módszerek alkalmazása számos diffúziós kinetikai probléma megoldására előnyt jelent a klasszikus módszerekkel szemben az analitikai megoldások megszerzésének gyorsaságában és egyértelműségében. Az operatív módszereket ott alkalmazzák, ahol a klasszikus módszerek nem hatékonyak, például a belső forrásokkal kapcsolatos problémák megoldására, valamint aszimptotikus megoldások előállítására, mert ebben az esetben nincs szükség a probléma teljes megoldására. Az integráltranszformációk azonos típusúak a különböző természetű és különböző testformájú problémákra, és alkalmasak az 1-4. típusú peremfeltételekkel kapcsolatos problémákra. Ez a módszer nehézségekbe ütközik tetszőleges kezdeti koncentrációeloszlás esetén és többdimenziós esetben.

Töltse le ingyenesen az e-könyvet kényelmes formátumban, nézze meg és olvassa el:
Töltse le a Mathematics of Diffusion, Bekman I.N., 2016 - fileskachat.com című könyvet, gyorsan és ingyenesen letölthető.

Letöltés pdf
Az alábbiakban megvásárolhatja ezt a könyvet a legjobb áron, kedvezménnyel, kiszállítással Oroszország egész területén.

I.N. Bekman PLUTONIUM Tankönyv 13. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm 13. A PLUTÓNIUM PROBLÉMÁJA 13.1. Két fogalom Jelenleg a világnak két, egymásnak ellentmondó koncepció közül kell választania: a fenntartható fejlődés fogalmát és a koncepciót a nemzetközi biztonságról. Az első koncepció a jelenlegi és jövő nemzedékek fenntartható ellátását foglalja magában energiával, élelmiszerrel, édesvízzel stb. A fő dolog itt az energia: ha bőségben van, minden más is ott lesz. Ahhoz, hogy a „szegény” országokat a „fejlett” országok szintjére hozzuk, nem időközönként, hanem nagyságrendekkel kell növelni az energia mennyiségét. Mindeközben a valóságban nem látszanak új energiaforrások: termonukleáris fúzió nincs és nem is lesz, az alternatív források használhatatlanok (nincs elektromos akkumulátor), a bioüzemanyag azzal fenyeget, hogy élelem nélkül hagyja a lakosságot, a hidrogén felrobban... Az olaj és a gáz 100 évig tart, 235U - ugyanennyiért. Az urántermelés nem elegendő (az urántermelés az energiaszükséglet legfeljebb 60%-át fedezi, a többi raktári készletekből származik, és szemünk láttára olvadnak). Ezért marad az egyetlen lehetőség, hogy gyorsreaktorokat építenek, és az összes 238U-t (99,3%-a uránban) 239Pu-vá dolgozzák fel, és ez utóbbit atomerőművi és atomerőművi reaktorokban égetik el, hőt, áramot, édesvizet stb. 1,2 g hasadó 239Pu ugyanannyi energiát tartalmaz, mint 1 g 235U, ez egy erőteljes energiaforrás. Ugyanakkor megszabadulunk a 235 U-ban szegényített urán hulladéktól, amelyből sok felhalmozódott, és nincs hová mennie. A haszontalan hulladékból értékes nyersanyag lesz. Ez az üzemanyag garantáltan kitart két évezredig. Sőt, minél szegényebb az ország, annál nagyobb szüksége van a plutóniumra (jó, tiszta fegyverekhez való plutónium). De itt a nemzetközi biztonság koncepciójával állunk szemben. Plutóniumot termelni?! Hogyan lehetséges?! Ez egy fegyverminőségű nuklid! Bármely terrorista atombombát csinál belőle, és azonnal ledobja a szomszédra, vagy ami még rosszabb, ránk. És így a fejlett országokban többlet fegyveres minőségű plutónium keletkezett, nem világos, hogy hova rakják, nagy mennyiségű plutóniumot tárolnak az erőművi reaktorok kiégett fűtőelemei, és ideiglenes, rosszul őrzött tárolókban, a a plutóniumot elválasztják a kiégett nukleáris üzemanyagtól, de ez a polgári plutónium, i.e. fegyverhasználatra gyengén alkalmas izotóp összetételű, és kevés az elégetésére alkalmas energiareaktor. Sürgősen meg kell szabadulnunk ettől a plutóniumtól, mielőtt valaki olyan kezébe kerülne, akinek nincs rá szüksége. A plutónium kémiai módszerekkel nem semmisíthető meg, és maga sem fog egyhamar lebomlani (a 239Pu felezési ideje 24 ezer év). Lehet vitatkozni azon, hogyan egyszerűbb ezt megtenni: tüzelőanyagként elégetni az atomerőművi reaktorokban, γ-kibocsátókkal szennyezni, üvegezni és betemetni, más elemmé alakítani, föld alatti atomrobbanással megsemmisíteni, leengedni. az óceánok fenekére vagy küldje el az űrbe. A lényeg az, hogy megszabaduljunk tőle. És szándékosan akarsz pénzt keresni! Nem!!! A hasadóanyagok elterjedése politikai veszélyt jelent. Az atomháború a küszöbön áll! A terrorizmusról nem is beszélve... Akkor melyik utat válasszuk? Valóban az atomenergia fenntartható fejlesztésén keresztül kell megoldani az energiabiztonság problémáját, vagy álmodozunk a lehetetlenről és félünk saját árnyékunktól? Találjuk ki. 13.2 Nemzetközi biztonsági kérdések A világ nagy mennyiségű fegyverre alkalmas plutóniumot halmozott fel, és ez a mennyiség, bár nem gyors ütemben, továbbra is növekszik, elsősorban az új nukleáris országok miatt. Ugyancsak rohamos ütemben növekszik az atomerőművi reaktorokból (több mint 400 reaktor van a világon, amelyben plutóniumot állítanak elő), atomhajókból stb. Ráadásul egyes országokban a plutóniumot kifejezetten gyorstenyésztő reaktorokban állítják elő, nem annyira katonai, hanem energetikai célokra (a fenntartható fejlődés koncepciójának keretein belül). Megjegyzés 1. Sokszor elmondtuk már, hogy katonai szempontból nincs alapvető különbség a katonai (fegyver) és a polgári (energia) plutónium között - bármelyikből készíthető fegyver. Ezen túlmenően ezeket a kifejezéseket egyszerűen a rövidség kedvéért használjuk, szem előtt tartva, hogy a fegyveres minőségű plutónium viszonylag tiszta plutónium, amelynek izotópos és vegyi (ötvözet) összetétele speciálisan a fegyverekhez van kiválasztva, gondosan őrzött és drága, alkalmas nagy hatékonyságú fegyverek gyártására. , a polgári plutónium pedig egy reaktorban spontán módon megjelent plutónium izotópok keveréke, melynek összetétele erősen függ a reaktor típusától, az üzemanyag típusától, a reaktorciklustól, a kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozásának módjától stb., viszonylag olcsón, rosszul őrzött és alkalmas egy nem hatékony és kényelmetlenül kezelhető atombomba gyártására (a hidrogénbomba kioldója azonban kiváló minőségű polgári plutóniumból készíthető). 2. megjegyzés: Az, hogy valamit meg lehet tenni, nem jelenti azt, hogy valaki megtette. Nincs bizonyíték arra, hogy bomba robbant volna reaktorminőségű plutóniumból. Az 1964-es szenzációs amerikai tesztet a pletyka helytelenül a polgári plutóniumon alapuló töltet tesztjeként minősítette. Valójában a töltet több mint 7% plutónium-240-et tartalmazott (fegyverminőség), de még mindig lényegesen kevesebb, mint 20% (tipikus polgári plutónium). Ezért az 1964-es teszt nem tekinthető az atomfegyverek reaktor-plutónium felhasználásával történő létrehozásának ötletének megvalósításának. A valóság a következő: nukleáris országok nagy erőfeszítéssel, de képesek rossz atombombát létrehozni, ezt azonban nem teszik meg, mivel I.N. Bekman PLUTONIUM tanulmányi útmutató 13. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm speciális. a fegyverminőségű plutóniummal készült jó bombák problémákat okoznak. A szélhámos országok nem készítenek bombát jó plutóniumból (a plutónium beszerzése csak a fegyverekhez vezető út negyede), és még kevésbé a rossz plutóniumból (és ők maguk nem fognak fegyverre alkalmas plutóniumot gyártani, mások pedig nem biztosítanak) . Tehát a polgári plutónium veszélye katonai értelemben nulla. Semmi okunk arra, hogy a hisztérikus környezetvédők rémítsenek minket... Nem minden ország dolgozza fel újra az atomerőművekből származó kiégett nukleáris fűtőelemeket, és nem minden ország termel plutóniumot. A világon jelenleg több radiokémiai üzem működik atomerőművi fűtőanyag újrafeldolgozására. Potenciális kapacitásuk: Franciaországban 2250 t/év, Nagy-Britanniában - 2700, Oroszországban (PO Mayak) 400, Japánban - 900 t/év), Indiában - 200 t/év. Franciaországban és Nagy-Britanniában a gyárak a beszállító díjáért újra feldolgozzák az atomerőművek fűtőanyagát, főként PWR és BWR reaktorokból, az újrafeldolgozási ár 1 tonna kiégett fűtőelemenként eléri az 1 millió dollárt. Oroszországban az RT-1 üzem (Mayak Production Association) VVER-440, BN-600, nukleáris jégtörők és tengeralattjárók, valamint gyorsneutronreaktorok üzemanyagát dolgozza fel. Kapacitása évi 400 tonna. Így a nukleáris ipar jelenleg két feladat előtt áll: a fegyveres minőségű plutónium újrahasznosításával és a reaktorplutóniumtól való megszabadulással. Ugyanakkor, ha „elrontja” a fegyveres minőségű plutóniumot, például úgy, hogy egy erőreaktorban besugározza, 240 Pu-t halmoz fel benne, és ezáltal civil anyaggá alakítja, akkor a feladat ugyanaz lesz - megszabadulni reaktor plutónium. A fegyverminőségű plutónium kezelésének különböző lehetőségei hatékonyságának összehasonlítása a következő kritériumok szerint történik: - Biztonság: a fegyveres minőségű plutónium feldolgozását, tárolását és kezelését úgy kell elvégezni, hogy a plutónium lehetséges újrakinyerése a plutónium összetettsége összehasonlítható a termelésével. - Időbeli kritérium: a lehető leggyorsabban el kell végezni a fegyveres minőségű plutónium olyan formává történő átalakítását, amely kizárja annak katonai célú felhasználását. - Balesetek kockázata: Minden fontolóra vett lehetőségnél fel kell mérni a plutóniumporlasztással és a nukleáris vagy nem nukleáris robbanásokkal összefüggő nagyszabású balesetek kockázatát. - Környezet- és közegészségvédelem: a mérlegelt lehetőségeknek meg kell felelniük a környezetvédelmi és közbiztonsági törvények és szabványok összes követelményének. Figyelembe kell venni, hogy a fegyveres minőségű plutónium feldolgozásának és szállításának növekvő volumene olyan további kockázatokhoz vezet a környezet számára, amelyek meghaladják a tárolásával kapcsolatos kockázatokat. - A plutóniumtermelés ösztönzésének lehetősége: A fegyveres minőségű plutónium kezelésének egyes lehetőségei magukban foglalják az újrafeldolgozást és/vagy a nukleáris üzemanyag gyártása során történő felhasználást. - Költségek: A különböző lehetőségeket a költségekhez képest kell mérlegelni, bár a plutónium globális biztonsági kockázata ezt a kritériumot háttérbe szorítja. Nyilvánvaló, hogy a fegyveres minőségű plutónium kezelésére semmilyen stratégia nem lesz ideális. Például az a feltétel, hogy a lehető legnehezebbre tegyék a plutónium lehetséges újrakinyerését, összeütközésbe kerülhet azzal a feltétellel, hogy a lehető leggyorsabban és a katonai felhasználást kizáró formában kell átalakítani. Az SNF újrafeldolgozása (reprocessing) és a plutónium energiaszektorban történő felhasználása kettős veszélyt jelent. A növekvő polgári plutónium készletek aláássák a leszerelésre vonatkozó nemzetközi jogi kötelezettségeket. A plutónium újrafeldolgozása még akkor is, ha kereskedelmi célokat szolgál, további fegyver-minőségű anyagok készleteinek létrehozásaként fogható fel. Rövid távon aláássa a hasadóanyagok gyártásának leállítására irányuló tárgyalásokat, hosszú távon pedig az atomsorompó-szerződést, amelynek VI. cikke értelmében a részt vevő államok kötelezettséget vállaltak arra, hogy jóhiszeműen tárgyalnak a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról. hatékony intézkedéseket dolgozzon ki a fegyverkezési verseny és a nukleáris leszerelés gyors befejezésére. További veszély a plutónium feketepiacra kerülése. A plutónium energiaköltségét az urán ára határozza meg. Feltételezve, hogy 1 kg urán ára 40 USD, 1 kg 235U ára eléri az 5600 USD-t. Mivel a 239Pu és a 235U bomlási egységenkénti energiafelszabadulás megközelítőleg azonos, a hasadó plutónium elméleti ára körülbelül 5600 USD-nak felel meg. 1 kg-onként. A reaktor plutónium nem hasadó izotópokat is tartalmaz, ami 4400 dollárra csökkenti az árat kilogrammonként. 6-10 kg reaktorminőségű plutónium elég egy atombomba létrehozásához, ami 26 400-tól 44 000 dollárig határozza meg az árát, azonban a plutónium értéke a potenciális feketepiacon, ahol a fő ösztönző az atomerőművekhez való hozzáférés fegyverek, messze meghaladja ezeket a becsléseket. Mivel bármilyen összetételű plutónium felhasználható nukleáris fegyverekben, a plutónium békés célú felhasználására irányuló program megteremti a feltételeket a katonai célokra történő felhasználásához. A reaktorplutónium közvetlenül egy primitív nukleáris robbanószerkezetben és egy gyorsneutronos reaktor üzemanyagaként is felhasználható, amelynek takarójában ultra-jó minőségű katonai plutóniumot lehet majd előállítani. I.N.Bekman PLUTÓNIUM Tankönyv 13. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm A plutónium katonai célú alkalmazhatóságát nemcsak az atomfegyverekben való felhasználásának lehetősége határozza meg, hanem a plutónium kettős katonai-polgári jellege is. a plutónium felhasználásának teljes technológiai rendszere. Egy teljes körű polgári plutóniumprogram a plutónium reaktorban történő előállítását, újrafeldolgozó létesítményben történő leválasztását és üzemanyagrudak készítését jelentené. Megfelelő politikai döntés esetén ezek a kapacitások katonai célokra átirányíthatók. Még ha egy állam nem is törekszik atomfegyverek létrehozására, és plutóniumprogramja szigorú nemzetközi ellenőrzés alatt áll, a plutóniumtartalékok és újrafeldolgozó létesítmények meglétének ténye gyanút kelthet más (szomszédos) országokban, és arra kényszerítheti őket saját plutóniumprogramokat, amelyek katonai jellegűek lehetnek. Így a plutóniumprogramok kettős természete számos nemzetközi és biztonsági aggályt vet fel, amelyeket figyelembe kell venni bármely plutónium-elhelyezési program elemzésekor. A zárt üzemanyagciklus megvalósítása és a katonai programok visszaszorítása során az energetikai és fegyveres plutónium készletek felhalmozása ma komoly gazdasági, politikai és környezetvédelmi probléma. Fontos politikai szempont a világhatalmak kezdeményezése, amely az atomfegyverek és a kiégett nukleáris fűtőelemek elhelyezésére szolgáló technológiák fejlesztésével kapcsolatos globális partnerségek megerősítését célozza. A nukleáris anyagok újrafeldolgozása és ártalmatlanítása a globális biztonság egyik fő kérdése. De ha már kifejlesztették az uránfeldolgozási technológiákat, akkor a plutónium ártalmatlanításának és rögzítésének problémája ma a legégetőbb. A fegyveres minőségű plutónium, valamint a besugárzott nukleáris üzemanyagból (NF) származó plutónium ártalmatlanításának fő iránya a vegyes urán-plutónium (MOX) üzemanyag használata. De az ilyen típusú ártalmatlanításból nyert hulladék is nagy veszélyt jelent mind a környezetre, mind az emberiség egészének életére és biztonságára. 13.3 Definíciók Mielőtt megvizsgálnánk a plutónium ártalmatlanításával kapcsolatos kérdéseket, adunk néhány definíciót. A fegyvertisztaságú plutónium olyan plutónium, amelynek 240Pu és 239Pu izotóparánya legfeljebb 0,1 (általában 7% 240Pu). Az ártalmatlanítási plutónium fegyveres minőségű plutónium. A kiégett plutónium üzemanyag újrahasznosított plutónium felhasználásával előállított és atomreaktorokban besugárzott üzemanyag. Rögzített formák - Eldobható plutónium, amely üveg vagy kerámia mátrixba van zárva, és nagy radioaktív hulladékot tartalmazó kapszulában van elhelyezve, geológiai ártalmatlanításra alkalmas csomagolt konténer rendszerben, vagy bármely más rögzítőrendszer, amelyben a felek írásban megállapodtak. . Ártalmatlanító létesítmény - minden olyan létesítmény, amelyet megépítenek, átalakítanak vagy üzemeltetnek, vagy amelyben plutóniumot, kiégett plutónium fűtőanyagot vagy immobilizált formákat tárolnak, feldolgoznak vagy más módon használnak, beleértve az átalakító vagy átalakító/keverő létesítményt, az üzemanyag-előállító létesítményt, immobilizációs létesítmény, atomreaktorok és tároló létesítmények. 13.4 Urántartalékok Jelenleg a fegyveres minőségű és a polgári plutónium készletei nőnek a világon. Pontos számokat azonban nem közölnek. Eközben a plutónium az egészségre veszélyes radioaktív anyag; tárolása, szállítása és ártalmatlanítása pénzügyi és műszaki nehézségekkel jár, és speciális biztonsági intézkedéseket igényel. A világ fellélegezne, ha egyszerű, gazdaságilag megbízható és biztonságos technológiákat javasolnának ennek az elemnek a megszabadulására (Nem az egész világ – sokan idegesek lesznek). Uránüzemanyagot használó atomerőművek üzemeltetésekor a plutónium felhalmozódik a besugárzott fűtőanyagban: részben eléget, részben el nem égett 235U-val, mátrix-238U-val és hasadási termékekkel keverve marad. A 238Pu-tól 242Pu-ig terjedő plutónium-izotópok teljes tartalma egy könnyűvizes reaktor kiégett nukleáris fűtőanyagában (SNF) körülbelül 1%. Egy VVER-1000-es blokkból évi 24 tonna besugárzott fűtőanyag kirakodásával kiderül, hogy a reaktor évente hozzávetőlegesen 240 kg energia-, vagy polgári, plutóniumot termel. A VVER-1000 vagy PWR reaktorokból származó kiégett fűtőelemek körülbelül 0,8-1% el nem égett 235U-t és 0,95-1,2% plutóniumot tartalmaznak; A tüzelőanyag tömegének 3-4%-a hasadási termék, a maradék 94-95%-a 238U. Minél tovább működik a nukleáris üzemanyag a VVER reaktor zónájában, annál több... N. Beckman PLUTÓNIUM Tankönyv 13. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Minél egyenletesebb izotópokat tartalmaz, és annál alacsonyabb az energiaértéke ennek a plutóniumnak a másodlagos nukleáris üzemanyagként való felhasználásra. A plutónium elkerülhetetlenül keletkezik, „ég” az atomerőművi üzemanyagban, és akkor is áramot termel, ha kezdetben csak urán üzemanyagot töltenek be a reaktorba. Minél hosszabb ideig működik a nukleáris üzemanyag a VVER reaktor zónájában, annál egyenletesebb izotópokat tartalmaz, és annál alacsonyabb a másodlagos nukleáris üzemanyagként való felhasználásra szánt plutónium energiaértéke. A gyorsneutronos reaktorokban a páratlan és a páros izotópok hasadása (kiégés) történik. Ezért a gyorsreaktorok üzemanyagában a plutónium összetétele viszonylag stabil. A (NAÜ) szerint a polgári plutóniumkészletek az elmúlt években gyorsan növekedtek, 2000-re meghaladták a 200 tonnát. Vannak országok, amelyeknek plutóniumfelhasználási programjaik hamarosan elérik a csúcsot, és fokozatosan csökkenni kezdenek, és vannak országok amelyek nem rendelkeznek ilyen programokkal, és az újrafeldolgozás csak a plutónium leválasztására korlátozódik a kiégett fűtőelemektől – az ottani készletek egyre nőnek. 2000-ben az Egyesült Államok 99,5 tonnás fegyver-minőségű plutónium készlettel rendelkezett, az orosz készlet ennek körülbelül kétszerese volt. A Szovjetunió összeomlása idején Oroszországnak 25-30 ezer taktikai és stratégiai nukleáris robbanófeje volt. A század végére Oroszország szétszedte robbanófejeinek 50%-át. A robbanófejekből a szétszerelés során eltávolított hasadóanyagok (urán és plutónium) nemcsak nemzeti, hanem nemzetközi probléma is mind környezetbiztonsági, mind non-proliferációs politika szempontjából. Rizs. 84. A világ plutóniumkészleteinek dinamikája a 20. század második felében (tonna). A második világháború után a világ atomreaktorai 1200 tonna plutóniumot állítottak elő: 250 tonna fegyveres plutónium, ebből 150 tonna Oroszországé, 85 tonna az USA-é, 7,6 tonna Nagy-Britanniaé, 6-7 tonna Franciaországé. , 1,7–2,8 tonna - Kína, 300-500 kg - Izrael, 150-250 kg - India. Több mint 200 tonna polgári plutóniumot állítottak elő: Franciaország 70 tonnát, Nagy-Britannia 50, Oroszország 30, Japán 21, Németország 17, USA 14,5, Argentína 6, India 1 stb. Japánban 2010-re több mint 80 tonna lesz. A világon évente 70 tonna plutónium akkumulálódik. Megjegyzés. A leválasztott energiaminőségű plutónium azokhoz az államokhoz tartozik, amelyek még feldolgozzák, vagy feldolgozási szerződést kötöttek az Egyesült Királysággal és Franciaországgal. Saját plutóniumkészletekkel rendelkező országok: Belgium, Németország, Olaszország, Hollandia és Svájc. Az Egyesült Államok viszonylag kis tartalékokkal rendelkezik az energiaminőségű plutóniumból, amelyet a New York állambeli West Valley-ben található radiokémiai üzemben állítanak elő (1972-ben bezárták). Az Egyesült Államokon kívül egyetlen állam sem oldotta fel a plutóniumtermelésre vonatkozó adatokat. 64. táblázat. Összehasonlító adatok a világ nukleáris fegyverek készleteiről (1995) Ország Oroszország USA Franciaország Kína Nagy-Britannia Egyéb országok Fegyverminőségű plutónium, tonna 131 ± 20% 85 ± 3% 5 ± 30% 4 ± 50% 3 ± 20% 0,8 Asztal. 65. Előállított plutónium készletek (tonnában) - 2005 Állam Oroszország USA Franciaország Nagy-Britannia Németország Japán Kína Belgium India Izrael Svájc Észak-Korea Pakisztán Polgári plutónium 38,2 45,05 47,95 70,8 25,63 38,6 plutónium 1 ,8 1,000 0,4955 3,2 Nem Nem 4,8 Nem 0,36 0,56 Nem<0,04 0,04 И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Рис. 85. Производство плутония заводами Хэнфорда (США): оружейного и реакторного. В конце 20-го века запасы ВОУ в России оценивались в 900 т, в то время как запасы оружейного плутония, – в 140–160 т (по другим источникам – 150 т оружейного плутония и около 30 т энергетического плутония). Эти данные не включают запасы плутония, который может быть извлечен из ядерного топлива, нарабатываемого реакторами АЭС, транспортными ядерными установками, а также промышленными реакторами. В 2008 ряд государств поделился с МАГАТЭ данными по накопленному у них плутонию гражданского назначения. Информационный обмен проходил в соответствии с руководящими документами МАГАТЭ по обращению с плутонием (INFCIRC/549), принятыми в 1998. По состоянию на 31.12.2007, мировое плутониевое хозяйство выглядело следующим образом. Табл. 66. Необлучённый выделенный плутоний на складах перерабатывающих заводов (масса плутония - в килограммах). Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания 103800 102900 Германия 0 0 Россия 43600 41100 США 0 0 Франция 49500 48600 Япония 3400 1600 Табл. 67. Необлучённый выделенный плутоний, находящийся в процессе переработки или фабрикации. Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 300 Великобритания 1300 1200 Германия 0 0 Россия 0 0 США <50 <50 Франция 9700 12700 Япония 3700 3500 Табл. 68. Необлучённый плутоний, содержащийся в MOX-топливе или иных видах топливных сборок. Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 1400 300 Великобритания 1900 1900 Германия 5500 10400 Россия 300 300 США 4600 4600 Франция 22100 19600 Япония 1200 1200 Примечание: хранящийся в Бельгии плутоний принадлежат другим государствам. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Табл. 69. Необлучённый плутоний в формах, не описанных выше Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания 1000 1000 Германия 0 0 Россия 1000 1000 США 49300 40300 Франция 900 1200 Япония 400 400 Примечание: из общего количества 108 тонн плутония, перечисленных для Великобритании в таблицах выше, 26,8 тонны принадлежали 31.12.2007 другим государствам, но хранились на территории Соединённого Королевства. Примечание: из общего количества 44,9 тонн плутония, перечисленных для России в таблицах выше, 300 грамм принадлежали 31.12.2007 другим государствам, но хранились на территории России. Табл. 70. Плутоний во всех видах, хранящийся за рубежом Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания 900 900 Германия 0 0 Россия 0,6 0,6 США 0 0 Франция <50 <50 Япония 25200 25300 Примечание: Германия не раскрывает данные по количеству своего плутония, находящегося за рубежом. Примечание: для Японии приводятся данные по делящимся изотопам плутония. Табл. 71. Оценочное количество плутония в ОЯТ на реакторных площадках. Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 31000 28000 Великобритания 6000 6000 Германия 78400 67100 Россия 66000 63000 США 480000 459000 Франция 95300 94600 Япония 112000 108000 Табл. 72. Оценочное количество плутония в ОЯТ на перерабатывающих заводах. Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания 29000 28000 Германия 0 0 Россия 3000 4000 США 0 0 Франция 116800 110900 Япония 19000 18000 И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Табл. 73. Оценочное количество плутония в ОЯТ, хранящихся в других местах Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания <500 <500 Германия 6600 8000 Россия 42000 37000 США 12000 12000 Франция 6600 6600 Япония <500 <500 Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 32400 ИТОГО 28600 Великобритания 144 400 142400 Германия 90500 85500 Россия 155900,6 146400,6 США 545950 515950 Франция 300950 294250 Япония 165400 158500 Всего по состоянию на 31.12. 2007 у семи государств - Бельгии, Великобритании, Германии, России, США, Франции и Японии - в различных формах имелось 1435,5 т плутония. По состоянию на 31.12.2006 данная семёрка владела 1371,6 т плутония. За год количество гражданского плутония в шести странах возросло на 63,9 т. Плутоний содержится в ядерных зарядах, находящихся на боевом дежурстве, в виде заготовок к оружию, в виде выделенного энергетического плутония, в отработанных ТВЭЛах, хранящихся при АЭС, в виде остеклованных отходов, и в виде радиоактивных пульп, образовавшихся при выполнении оборонных программ. (Только на объектах Росатома хранятся десятки тысяч кубометров радиоактивных пульп, содержащих 1,5 тонны оружейного плутония). Табл. 74. Топливные ресурсы при повторном использовании ОЯТ реакторов различного типа Тип реактора Российские реакторы ВВЭР (выгорание менее 50 МВт сут/т) ВВЭР (выгорание более 50 МВт сут/т) РБМК БН-600 ИР, реакторы АПЛ, ледоколов, АМБ Иностранные реакторы LWR (PWR, BWR) CANDU Полезные компоненты Компоненты, требующие трансмутации Сырьевые материалы (для реакторов БН) U, Pu Pu Pu U, Pu U, Pu Np, Am, Cm Np, Am, Cm Np, Am, Cm Np, Am, Cm Np, Am, Cm U U, Pu U U, Pu Pu Np, Am, Cm Np, Am, Cm U U, Pu 13.5 Соглашение Россия-США по оружейному плутонию В то время как обращение с высокообогащенным ураном, выделяемым при демонтаже, не составляет больших трудностей – этот материал перерабатывают и используют в качестве топлива для АЭС, пути обращения с плутонием, период полураспада которого составляет 24 тыс. лет и который является высокотоксичным материалом, до сих пор не определены. В 1995 Б.Клинтон объявил о решении изъять из ядерных арсеналов США 200 т делящихся материалов. Б.Н.Ельцин со стороны России в ответ на это обещал постепенно вывести из военных программ 500 т высокообогащенного урана и до 50 т плутония. 1.09.2000 было заключено соглашение между вицепрезидентом США А.Гором и премьер-министром России М.М.Касьяновым, предусматривающее, что каждая сторона примет все меры для сокращения военных запасов плутония не менее чем на 34 т начиная с 2007. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Согласно соглашению Россия - США (соглашение Гора – Касьянова) каждая сторона сокращает 34 т излишков оружейного плутония, что Россия намеривалась выполнить посредством перевода плутония в MOX-топливо и использовать его в реакторах, а США - применять как MOX-метод, так и метод захоронения. Каждая сторона должна ликвидировать по крайней мере 2 т плутония в год. Межправительственное соглашение определяет уровень сжигания в минимум 20 ГВт·сут/т, а уровень радиации - в 1З в/ч на расстоянии одного метра от отработанного топлива спустя 30 лет после обработки топлива в реакторе. Табл. 75. Количество и методы утилизации плутония в рамках соглашения Гор-Касьянов. А) Для Российской Федерации: Количество (тонны) Форма 25 Питы и металл в чистом виде 9 Оксид Б) Для Соединенных Штатов Америки: Количество (тонны) Форма Питы и металл в чистом виде 25 Оксид 0,57 Смешанный металл 2,7 Оксид 5,73 Способ утилизации Облучение Облучение Способ утилизации Облучение Облучение Иммобилизация Иммобилизация Таким образом, предполагается переработка таких форм плутония, как 1. Питы и металл в чистом виде: плутоний в виде оружейных компонентов или в виде оружейных деталей или извлекаемый из них, а также металлический плутоний, подготовленный для изготовления из него оружейных деталей. 2. Смешанный металл: плутоний легированный одним или несколькими другими элементами в форме однородного металла и нелегированный металлический плутоний не в чистом виде. 3. Оксид: плутоний в форме диоксида плутония. Правительство США выбрало два способа ликвидации избыточного плутония: - часть плутония будет использована в качестве топлива в реакторах американских и канадских АЭС (имеются технологические разработки и отвечающие необходимым требованиям безопасности реакторы). Плутоний, переведенный в форму отработавшего МОХ-топлива, будет находиться под контролем до окончательного удаления в геологическое хранилище; - из того плутония, который загрязнен примесями и не будет использован в топливе АЭС, предложено по специальной технологии изготовить керамические "шайбы", которые будут упакованы в стальной контейнер, залиты расплавом радиоактивного стекла и направлены на хранение и последующее захоронение (требуется доработка технологии - создание подземного могильника). Для России энергетическое использование высвобождаемого оружейного плутония предполагает решение нескольких задач: - создание производства ядерного топлива на основе оружейного плутония. Наиболее освоенным в настоящее время является смешанное оксидное уран-плутониевое топливо (МОХ-топливо). Его производство включает этап конверсии металлического оружейного плутония (деталей и узлов ядерных боеприпасов) в двуокись плутония необходимого качества и изготовление ТВЭЛов и ТВС из порошков диоксидов плутония и обедненного урана; - модернизацию российских АЭС для использования в них МОХ-топлива; - последующее контролируемое хранение облученного в реакторах МОХ-топлива, содержащего значительное остаточное количество плутония, утратившего после облучения оружейное качество; - работы для создания демонстрационной и промышленной установок конверсии металлического оружейного плутония в оксид, пригодный для изготовления уран-плутониевого топлива для российских АЭС. Решаются задачи по очистке плутония от легирующих и радиогенных примесей, получению оксида плутония керамического качества и заданного изотопного состава, а также по утилизации отходов. Прогресс в переговорах по сокращению стратегических вооружений может привести к тому, что ещё большее количество оружейного плутония станет лишним, и не только в Америке и России. Так, Великобритания уже заявила, что из её заметно меньших ядерных арсеналов 4.1 т плутония является излишком. 13.6 Обращение с плутонием Проблемы использования плутония в первую очередь связаны с заключительной стадией топливного цикла. Страны - обладатели ядерных реакторов в отношении обращения с ОЯТ делятся на две неравные группы. Большинство из них (в том числе США, Канада, Швеция) являются приверженцами разомкнутого (открытого) цикла, который характеризуется тем, что ОЯТ считается высокоактивными радиоактивными И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm отходами, которые подлежат захоронению в глубоких подземных могильниках. При этом они полагают, что через длительный промежуток времени, измеряемый многими десятилетиями, по мере старения отработанного топлива, значительного снижения радиоактивности и появления новых технологий его утилизации, станет целесообразной его переработка. (Сейчас ещё ни одного могильника для ОЯТ не построено). Однако технические проблемы представляются вполне преодолимыми, и вопрос лишь во времени и наличии необходимых средств. Другие страны (в частности, Россия, Франция, Япония, Бельгия, Великобритания, Индия) сделали ставку на переработку топлива с целью выделения и дальнейшего использования невыгоревшего урана, наработанного плутония, других весьма ценных материалов, т.е. на замкнутый топливный цикл. Радиохимическая переработка ОЯТ требует использования технологий высокого уровня и в настоящее время только Россия, Франция, Великобритания, Япония, Индия проводят эту операцию и лишь три первые страны принимают ОЯТ других стран на переработку. На захоронение направляются только отверждённые отходы, причём объём высокоактивных отходов (и соответственно затраты на их дорогостоящее глубокое захоронение) оказывается существенно меньше, чем в случае непереработанного топлива. И, наконец, ряд стран (в том числе Германия, Корея и др.) заняли выжидательную позицию - отложенный топливный цикл. Действительно, топливо после выгрузки из реактора можно несколько десятилетий хранить либо в заполненных водой, либо в сухих хранилищах, отложив решение его судьбы «на потом». Это означает не вполне корректное решение переложить существующую проблему на плечи наших детей и внуков. Возможны три основных варианта обращения с плутонием. После промежуточного непродолжительного хранения ядерного материала можно: - продолжать хранить плутоний (в той или иной форме) неопределённо долго; - сделать ядерный материал труднодоступным для какого-либо дальнейшего, и, прежде всего, военного, использования, т.е. обеспечить необратимость решений о ядерном разоружении и устранить возможность несанкционированного распространения плутония. Эта задача может быть решена путем иммобилизации плутония (денатурирование, т.е. превращение оружейного плутония из металла в оксид (соединение, непригодное для использования в ядерной взрывчатке), смешением с радиоактивными добавками (γизлучателями типа 137Cs или высокоактивными отходами), исключающими возможность скрытного перемещения этого материала), застекловывания и последующего надежного хранения в глубоких могильниках или на дне океанов. - уничтожить плутоний как элемент (возможно сжигание избыточного оружейного плутония в ядерных реакторах, что также предполагает его предварительное денатурирование) или полностью удалить его из среды обитания человека (использовать в ядерных реакторах с постоянной переработкой топлива либо, например, отправить в космическое пространство). (Самый разумный вариант - использование плутония в ядерном топливном цикле для расширения (во многие сотни раз) сырьевой базы атомной энергетики и его специальную наработку для этих целей мы здесь пока не рассматриваем.) Наиболее реальными и приемлемыми являются два способа ликвидации плутония: - использовать его в качестве топлива ядерных реакторов (есть отработанная технология, имеются лицензированные реакторы); - остекловать плутоний вместе с высокоактивными отходами и направить на окончательное захоронение (требуются доработка технологии и создание подземных могильников). Такие способы уничтожения, как отправка плутония в космос, растворение в воде морей и океанов до безопасной концентрации и другие варианты ликвидации, а также неопределённо долгое хранение признаны менее перспективными или неприемлемыми. Универсального, быстрого и дешёвого способа использования как энергетического, так и оружейного плутония пока нет. Но нет и острой необходимости в принятии поспешных решений, особенно по «закапыванию» столь дорогостоящего и перспективного материала. Табл. 76. Плутоний, предполагаемый к использованию и уничтожению. Тип Состав Происхождение Содержится в количестве, 55-60% Pu-239, более 19% примерно, 1% в составе Пригодный для Pu-240, примерно 30% отработанного ядерного использования в нерасщепляющихся топлива в обычных реакторах изотопов гражданских реакторах Оружейный Использование Как составная часть (5-7%) смешанного оксидного топлива (MOX-топливо) для обычных реакторов. Как топливо для реакторов на быстрых нейтронах. Для создания ядерного оружия. Производится на специальных Может перерабатываться в топливо Pu-239 с содержанием менее реакторах военного 7% Pu-240 для реакторов на быстрых нейтронах назначения. или в MOX-топливо И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Итак, сегодня рассматривается два способа избавления от запасов плутония. Первый - производство на основе плутония топлива и сжигание его в обычных реакторах на атомных электростанциях. Второй захоронение. США склоняется к захоронению плутония в глубоких геологических формациях в остеклованном виде, смешанного с высокоактивными отходами; Россия рассматривает плутоний, как энергетический материал, который можно использовать в качестве топлива для АЭС. При этом наиболее приемлемым считается смешанное урано-плутонивое топливо, MOКС-топливо, представляющее собой смесь оксидов урана и плутония. Вторичное плутониевое топливо для тепловых реакторов - это обычно смесь окссидов урана и плутония, содержащая 5% энергетического плутония, смешанного (с высокой степенью однородности) с 95% природного или обеднённого урана (изотопный состав и содержание 235U в них различны). Для быстрых реакторов состав уран-плутониевого топлива иной: обычно плутония в таком топливе 20- 30%, остальное - уран. Сторонники плутония как ресурса утверждают, что, хотя он сегодня и имеет ряд минусов с точки зрения рынка, не использовать вообще его энергетический потенциал нецелесообразно и даже безответственно. Ведь, как и уран, плутоний способен стать ограничителем цен на исчерпаемые энергоносители и, плюс к этому, в отличие от урана может обеспечить нас практически неистощимым и возобновляемым источником энергии. Согласно французской точки зрения, MOX - готовая промышленная технология, дающая надежную стратегию безопасного уничтожения запасов очищенного плутония. Если часть уранового топлива в реакторе на тепловых нейтронах заменить на MOX, т.е. уменьшить нагрузку по 235U, можно добиться примерно равного количества плутония в загружаемом и выгружаемом материале. А реактор на быстрых нейтронах (например, российский реактор с натриевым теплоносителем БН-800) способен к полному сжиганию значительного количества плутония любого качества, причем содержание его в топливе может быть заметно больше, чем при работе на тепловых нейтронах. Сегодня разрабатываются новые виды ядерных топлив (например, карбидное, нитридное, с инертной матрицей), допускающие еще более высокие концентрации плутония, чем в MOX-топливе. Другое направление – постоянное хранение (захоронение) в геологических структурах (с перспективами добычи его будущими поколениями в этих плутониевых шахтах. Возможна также консервация плутония с соблюдением всех мер безопасности и хранение его в пределах досягаемости, чтобы в будущем, когда технологически смогут обращаться с ним без риска, наши потомки воспользовались его потенциальной энергией. В ближайшие годы консервация в странах, противящихся переводу реакторов на использование MOX-топлива, и в случаях, когда включенные в плутоний загрязнения не позволят использовать его для производства MOX-топлива. Метод консервации в лучшей степени обеспечивает геологическую изоляцию и предотвращает утечку в грунтовые воды, чем использование MOX-топлива. Однако, уже на первом этапе программа консервации излишков оружейного плутония в рамках концепции «банка в канистре» столкнулась с проблемой обеспечения цезием в достаточном количестве - для устройства радиационного барьера. Американская концепция «банка в канистре» (“can-in-canister”) предполагает для предотвращения несанкционированного доступа и извлечения плутония заливать плутониевую керамику радиоактивным стеклом, содержащим мощный γ-излучатель 137Cs. Таким образом, создается «непроходимый» радиационный барьер на пути к плутонию, такой же эффективный, какой создают продукты деления в облученном MOXтопливе. Однако залитый стеклом плутоний сохраняет свой исходный оружейный изотопный состав, в то время как в MOX-топливе, прошедшем через реактор, он теряет «оружейное качество». В настоящее время США поддерживают оба решения: для ликвидации излишков оружейного плутония решено одновременно использовать обе технологии - MOX и консервацию. Это позволит раньше начать ликвидацию плутония и застрахует от возможных трудностей реализации одной программы. 26 т плутония (из своих 34 по соглашению Гора - Касьянова) США намереваются обратить в MOX-топливо, оставшиеся 8 т законсервировать. Надо отметить, что программы утилизации плутония, по сути, идентичные в России и в США, существенно отличаются в цене - 1,72 и 4,65 миллиарда долларов соответственно. Не останавливаясь на заявленных 68 т, США и Россия намереваются изыскивать любые пути, чтобы ликвидировать как можно больше излишков плутония, включая использование российского MOX-топлива за пределами страны. Анализируется перспектива сжигания российского военного плутония в канадских реакторах CANDU. В будущем в России могли бы быть построены новые, более совершенные реакторы, позволяющие утилизировать плутоний. Совместные усилия Министерства по атомной энергии (Россия) и компаний “General Atomics” (США), “Framatome” (Франция) и “Fuji Electric” (Япония) направлены на разработку прототипного реактора с газовым теплоносителем, который обладал бы высокой пропускной способностью по плутонию. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm 13.7 Концепция России по обращению с плутонием В силу чрезвычайной важности проблемы обращения с плутонием, особенно с оружейным плутонием, в 1998 была разработана «Концепция Российской Федерации по обращению с плутонием, высвобождаемым в ходе ядерного разоружения». Основные положения «Концепции…» сводятся к следующему: «Национальная долговременная стратегия обращения с делящимися материалами, высвобождаемыми в ходе ядерного разоружения, состоит в эффективном использовании их энергетического потенциала путем развития соответствующих технологий и производств в атомно-энергетическом комплексе России при соблюдении международных норм безопасности и нераспространения». Россия собирается организовать производство MOX-топлива на ПО “Маяк” или в Железногорске (чтобы гарантировать нераспространение ядерного горючего, оружейный плутоний следует сжигать в ядерных реакторах, расположенных на площадках военных заводов). Росэнергоатом будет использовать MOX-топливо на блоках ВВЭР-1000 в Балаково и на блоках Калининской атомной станции. Другим потребителем MOX-топлива станет уже действующий российский реактор на быстрых нейтронах БН-600. На то чтобы наладить промышленный выпуск MOX-топлива для российских программ, направлены исследовательские работы во многих странах. Они включают адаптацию европейского MOX-опыта к российским топливным разработкам, оценку возможности промышленного производства топлива в России, параллельные исследования во Франции и в Германии, производство опытных образцов топлива. При этом рассматриваются три канала утилизации плутония: в канальных реакторах (типа CANDU), в водо-водяных корпусных реакторах (типа ВВЭР) и в быстрых реакторах (типа БН). Принимая в качестве допущения, что 4 тонны оружейного плутония утилизируются в России, а остальные 30 используются при изготовлении МОХ-топлива для зарубежных (в том числе европейских) реакторов типа LWR, общее производство составит -750 тонн "свежего" МОХ-топлива для зарубежных АЭС. Исходя из существующих рыночных условий, цена МОХ-топлива принята равной цене стандартного уранового топлива (~1100 долл/кг ТМ). Наиболее экономически привлекательной является реализация схемы "лизинга МОХ" с возвратом облученного МОХ-топлива в Россию для безопасного хранения. Решение проблемы предупреждения несанкционированного вовлечения гражданских делящихся материалов в производство ядерных взрывных устройств возможно в рамках создания ядерно-энергетических плутониевых центров. То есть размещение объектов радиохимической переработки, производящих «опасные» соединения плутония, ядерных реакторов и других установок, на которых эти материалы используются, в пределах одной производственной площадки типа площадки ПО «МАЯК». При этом можно обеспечить надежную защиту от хищений и диверсий и организовать действенный международный контроль. Здесь возможна реализация концепции замкнутого топливного цикла с утилизацией плутония, при которой не только увеличиваются национальные энергетические ресурсы, но и в перспективе снижается радиотоксичность долгоживущих ядерных отходов. Начало работ в России по использованию плутония в качестве ядерного топлива относится ко второй половине пятидесятых годов. В 1957 для импульсного реактора ИБР-30 была изготовлена зона из металлического топлива - сплава плутония. В 1959-1965 изготовлено топливо в виде диоксида плутония для реакторов БР-5 и ИБР-2. В исследовательском реакторе БОР-60 испытано большое количество ТВЭЛов, изготовленных по разным технологиям с использованием плутония разного изотопного состава. Многие годы этот реактор работает, рециркулируя собственный плутоний. Положительные результаты испытаний МОХ топлива позволили перейти к применению этого топлива в опытно-промышленных реакторах БН-350 и БН600, использующих с момента их пуска в качестве основного топлива - обогащенный уран. Для целей экспериментального обоснования технологии утилизации плутония в быстрых реакторах на ПО "МАЯК" была создана опытно-промышленная установка ПАКЕТ, позволяющая изготовлять для этих реакторов до 10 ТВС с плутониевым топливом в год. В реакторе БН-350 прошли реакторные испытания с последующими исследованиями и химической переработкой, опытные ТВС со смешанным оксидным топливом (350 кг плутония оружейного состава). Начало реализации замкнутого цикла атомной энергетики в России было положено вводом в эксплуатацию регенерационного завода РТ-1 (1976, ПО "МАЯК"). Завод РТ-1 -производство многоцелевого назначения, обеспечивающее регенерацию отработавшего топлива реакторов ВВЭР-440, быстрых реакторовконвертеров БН-350 и БН-600, транспортных установок ледоколов и подводных лодок, исследовательских реакторов и иных энергетических установок. Мощность завода по основной категории топлива - ВВЭР-440 составляет 400 т/год, что позволяет обрабатывать топливо не только российских АЭС, но и зарубежных реакторов этого типа. К настоящему времени на заводе переработано около 3000 т отработавшего топлива. С 1978 осуществляется рецикл регенерированного урана (с кондиционированием по содержанию изотопа 235U методом смешивания) в реакторы БН-350, БН-600, несколько позднее - в РБМК, а в последнее время - в реакторы ВВЭР-1000. В России уже сегодня топливный цикл является замкнутым, хотя пока только по урану И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm для реакторов ВВЭР-440 и БН. Безусловно, что без одновременного использования урана и плутония, замкнутый цикл экономически и экологически не оправдан. В результате переработки топлива наряду с обогащенным ураном, основным продуктом деятельности военного завода, происходит выделение и реакторного плутония. При максимальной загрузке такого плутония на заводе РТ-1 производится до 2,6 т/год. В последние годы масштабы производства этого плутония снизились до 0,6 т/год. К настоящему времени на ПО "МАЯК" накоплено 30 т выделенного реакторного плутония. Этот плутоний надежно хранится в виде диоксида для последующего его использования в реакторах на быстрых нейтронах. Основная проблема вынужденного длительного хранения реакторного плутония связывается с распадом коротко живущего делящегося изотопа 241Pu, начальная доля которого в выгружаемом плутонии 10%, в особо неприятный с экологической точки зрения изотоп 241Am. Накопление обозначенных объемов выделенного плутония на ПО "МАЯК", планируемые значительные масштабы выделения плутония в будущем на заводе РТ-2 до 10 т Pu/год и ожидаемое высвобождение до 100 т оружейного плутония обостряют проблему ускорения развития быстрых реакторов как с точки зрения энергетики и экономики, так и с учетом проблемы нераспространения и безопасности утилизации плутония. Необходимость организации временного хранения высвобождаемого оружейного плутония в настоящее время. Вместе с тем очевидно, что такое хранение в силу экономических, экологических и политических соображений не должно быть чрезмерно долгим. Этим критериям удовлетворяет вариант утилизации свободного плутония на базе ядерного центра на ПО "МАЯК", включающего в себя помимо действующего завода по химпереработке уранового топлива РТ-1, также завод по изготовлению смешанного уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов (Комплекс-300) и АЭС с тремя блоками энергетических реакторов на быстрых нейтронах БН-800. Разработанный проект реактора БН-800 характеризуется коэффициентом воспроизводства плутония =1, т. е. предполагалось, что эти реакторы будут использовать плутоний из тепловых реакторов только в качестве своей стартовой загрузки, переходя в последующем на собственный плутоний (БН-800, сооружаемый на Южно-Уральской АЭС, рассчитан на начальную загрузку 2,3 т плутония и 1,6 т для ежегодной подпитки). В рамках создаваемого на ПО МАЯК ядерного центра, с учетом строящегося ещё одного реактора БН800 на Белоярской площадке, можно решить проблему не только накапливаемого на РТ-1 свободного плутония, но и всего высвобождаемого оружейного плутония. Для этого достаточно будет отложить химическую переработку отработавшего топлива реакторов БН-800 до момента, когда значительная часть уже выделенного энергетического и высвобождаемого оружейного плутония будет обезврежена, т.е. переведена в форму отработавшего топлива. Решение проблемы нераспространения делящихся материалов в рамках базовой концепции достигается ограничением района перемещения выделенного энергетического и оружейного плутония в рамках режимной зоны на ПО МАЯК и барьером в виде наличия в отработавшем топливе радиоактивных осколков деления. В целях снижения количества плутония в отработавшем топливе и затрат на хранение ОЯТ рассматривается модернизированный вариант реактора БН-800 без зон воспроизводства с КВ ~ 0,8. Годовой расход оружейного плутония на изготовление ТВС для одного реактора БН-800 составляет 1,6 т. При вводе реакторов БН-800 возможно разово использовать (т.е. превратить в форму отработавшего топлива) весь накопленный на ПО "МАЯК" энергетический и высвобождаемый оружейный плутоний в течение первых двух-трех десятилетий нашего века. В принципе, начальный этап утилизации плутония мог бы строиться и на базе сооружения в рамках оборонных объектов типа ПО "МАЯК", СХК (Томск) или КрГХК (Красноярск) легководных реакторов нового поколения с использованием МОХ-топлива. Однако, для России такое неприемлемо по нескольким причинам. 1) Ни один из тепловых реакторов в России не проектировался с учетом возможности использования МОХтоплива. Показатели безопасности большинства действующих реакторов ВВЭР даже на урановом топливе не удовлетворяют перспективным требованиям, предъявляемым к показателям реакторов повышенной безопасности нового поколения. Поэтому возможность замены части урановых ТВС во всех действующих ВВЭР на ТВС с МОХ-топливом вызывает сомнения. При ограничении доли ТВС с МОХ-топливом в реакторе до 1/3 загрузки активной зоны (как, например, в Западной Европе) строительство реакторов типа ВВЭР вместо БН-800 (3 блока Южно-Уральской АЭС) может обеспечить годовое потребление оружейного плутония на уровне примерно 1 тонны. Т. е. на площадке ПО "МАЯК" для решения задачи утилизации накопленного и высвобождающегося плутония (даже в открытом цикле) вместо трех БН-800 пришлось бы построить 15 блоков легководных реакторов, что практически невозможно. 2) Присутствие в ОЯТ долгоживущих изотопов плутония, америция, нептуния и кюрия усложняет технологию рецикла МОХ топлива и решение проблемы долгосрочного захоронения. Во многом эти И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm проблемы связываются с накоплением в отработавшем топливе 241Pu. Удельная радиотоксичность его в 40 раз выше, чем радиотоксичность основного изотопа 239Pu. При хранении 241Pu превращается в еще более токсичный 241Am (Т=433 года). Этот изотоп определяет основной вклад в радиотоксичность трансурановых элементов в ОЯТ после распада короткоживущих продуктов деления. При работе легководных реакторов на урановом топливе из общей массы нарабатываемого энергетического плутония порядка 250 кг/ГВт(э)-год 30 кг составляет изотоп 241Pu. Утилизация оружейного плутония с использованием тепловых реакторов увеличивает годовую наработку 241Pu в три раза по сравнению с его наработкой в ВВЭР на урановом топливе. В условиях длительного хранения ОЯТ топлива значительная часть 241Pu превратится в 241Am, затруднив дальнейшее использование плутония Утилизация оружейного плутония с использованием ВВЭР приведет к увеличению в несколько раз массы малых актинидов в сравнении с ВВЭР на уране. В результате "выжигания" основного изотопа 239Pu при утилизации оружейного плутония в ВВЭР накопятся нуклиды с радиотоксичностью, превышающей в три раза радиотоксичность трансурановых элементов, накапливаемых при работе ВВЭР такой же мощности, но на уране. Иная картина складывается при утилизации оружейного плутония в реакторах БН. Радиотоксичность утилизированного плутония здесь практически совпадает с радиотоксичностью первоначального плутония. 4) Вопрос об использовании плутония в тепловых реакторах во многих странах связывается с относительной дороговизной быстрых реакторов. И первый энергетический быстрый реактор БН-600 производит электроэнергию на 40% дороже, чем реакторы ВВЭР-1000. Однако, опыт БН-600 учтён при разработке проекта БН-800. Удельная металлоемкость этого реактора составляет 80% аналогичного показателя БН-600. Улучшение экономики топливного цикла БН-800 определяется переходом с неэффективного для быстрых реакторов уранового топлива на МОХ топливо и увеличением в последующем выгорания топлива. После аварий на АЭС требования безопасности удорожили тепловые реакторы и по цене они приблизились к быстрым. Использование плутония в тепловых реакторах - это вынужденное решение, и это использование ограничивается несколькими рециклами из-за накапливаемых радиотоксичных младших актинидов. Быстрые реакторы замкнут топливный цикл тепловых реакторов, разрешив проблемы изотопного состава плутония и выжигания младших актинидов. Российская концепция обращения с плутонием (как энергетическим, так и оружейным) основана на постулате замыкания топливного цикла не только на тепловых, но и на быстрых реакторах. 13.8 Временные хранилища плутония Оружейный плутоний хранится на складах военных заводов под усиленной и надёжной охраной. Он может храниться в трех различных формах. Во-первых, в виде недемонтируемых таблеток (пит), которые представляют собой металлический плутоний, герметично запакованный в оболочку из тугоплавкого металла. Во-вторых, это может быть плутоний в металлической форме. В-третьих, в виде оксида. В виде пит, плутоний может храниться длительное время, хотя при этом не исключаются коррозия таблеток и нарушение герметичности металлической оболочки. Хранение металлического плутония может привести к самовозгоранию. Хранение в виде оксида относительно безопасно, но требует дополнительных затрат по переводу металлического плутония в оксид. Сразу после демонтажа боеголовки плутоний в виде пит поступает в хранилище предприятия по производству и демонтажу боеголовок. По мере заполнения хранилища плутоний должен передаваться в специально оборудованное долгосрочное хранилище. Гражданский плутоний довольно длительное время (10-20 лет) находится в отработанных ТВЭЛах в водных хранилищах АЭС, а затем перемещается в хранилища заводов по производству уран-плутониевого топлива, там же будет храниться и готовое МОХ топливо Росатом не заинтересован в строительстве долговременных хранилищ плутония, предлагая хранение в форме, допускающей быстрое его использование в качестве топлива для АЭС. Рис. 86. Распад 241Pu и накопление 241Am. Поскольку реакторный плутония содержит большое количество 241Pu, чем дольше он хранится, тем выше доза радиации, которую получает работающий с ним персонал. Когда для производства МОХ-топлива используется плутоний, выделенный из отработанного топлива легководных реакторов, более старые партии плутония вызывают более высокие дозы облучения персонала предприятий по производству МОХ-топлива. Старые предприятия по производству МОХ-топлива сконструированы таким образом, что они могут использовать реакторный плутоний, который хранился после репроцессинга не более двух с половиной лет (это позволяет избежать чрезмерных И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm концентраций изотопов америция, содержащихся в отработанном топливе). Новые МОХ-предприятия способны работать с реакторным плутонием со сроком хранения три года. Поэтому Япония и Россия, не использующие реакторный плутоний, но выделяющие его и хранящие в течение многих лет, впустую тратят значительные средства, поскольку для избавления от накапливающегося 241Am им придется прибегнуть к повторной переработке. Присутствие в отработавшем топливе долгоживуших плутония, америция, нептуния и кюрия существенным образом усложняет технологию рецикла смешанного топлива и решение проблемы долгосрочного захоронения отходов. Эти проблемы связаны с накоплением в отработавшем топливе 241Рu, удельная радиотоксичность которого в 40 раз выше радиотоксичности основного изотопа 239Pu. При хранении 239Pu превращается в еще более токсичный 241Аm с периодом полураспада 433 года, вносящий основной вклад в радиотоксичность трансурановых элементов отработавшего топлива после распада короткоживущих продуктов деления. При работе легководных реакторов на урановом топливе из обшей массы нарабатываемого плутония - 250 кг/(ГВт(эл) o год) 30 кг cоставляет 241Pu. Утилизация оружейного плутония в тепловых реакторах увеличивает его годовую наработку в 3 раза по сравнению с наработкой в ВВЭР на урановом топливе. В условиях длительного хранения ОЯТ значительная часть 241Pu превращается в 241 Am, что затрудняет дальнейшее использование плутония и захоронение отходов. Помимо нежелательного накопления 241Pu утилизация оружейного плутония в ВВЭР приводит к увеличению в несколько раз массы Аm , Np и Cm по сравнению с ВВЭР на уране. В результате выжигания основного изотопа 239Pu при утилизации оружейного плутония в ВВЭР накопится нуклидов обшей радиотоксичностью, превышающей в 3 раза радиотоксичность трансурановых элементов, накапливаемых при работе ВВЭР такой же мощности, но на уране. Иная картина складывается при утилизации оружейного плутония в быстрых реакторах. Радиотоксичность утилизированного плутония здесь почти совпадает с радиотоксичностью первоначального плутония. Рис. 87. Изменение радиотоксичности трансурановых элементов за первый цикл утилизации оружейного и энергетического плутония в ВВЭР на урановом топливе (1), оружейном плутонии (2). 1/3 загрузки энергетического плутония (4), энергетическом плутонии (5) и быстром реакторе на оружейном (3) и энергетическом плутонии (6). Характер изменения индекса радиотоксичности показан на Рис. . Для сравнения приведен индекс радиотоксичности годовой выгрузки трансурановых элементов для ВВЭР на урановом топливе. Видно, что наилучший радиоэкологический эффект достигается при утилизации энергетического плутония в быстром реакторе. В этом цикле такой реактор является выжигателем наиболее радиотоксичного изотопа плутония - 241Pu. Поэтому при прочих равных условиях в первую очередь необходимо утилизировать выделенный энергетический плутоний, а затем оружейный. Табл. 77. Изменение содержания изотопов в реакторном плутонии во времени. Изотоп Первоначальный состав после 2 лет после 14,4 лет плутоний -241 1 0,91 0,5 ameриций-241 0 0,09 0,5 241 1г 241 Табл. 77. показывает, каким образом Am накапливается в 200 г реакторного плутония, содержащего Pu во время переработки. Период полураспада 241Pu составляет 14,4 года, и в течение каждого периода полураспада половина 241Pu преобразуется в 241Am. Для простоты мы проигнорировали распад самого америция. Кроме того, 28,8 лет слишком незначительный срок по сравнению с Т= 432 года для америция. Рис. 88. Изменение радиотоксичности отходов во времени в зависимости от типа топливного цикла (кг 239Pu в расчете на 1 ГВт(эл)·год); 1 - ВВЭР, замкнутый ЯТЦ с 1/3 смешанного уран-плутониевого топлива; 2 - ВВЭР, открытый ЯТЦ; 3 - ВВЭР, замкнутый ЯТЦ со смешанным уран-плутониевым топливом; 4 - БН с плутонием; 5 - БН с плутонием и Np, Am, Cm. Из анализа Рис. 88 следует, что работа быстрого реактора в режиме рецикла плутония и Am, Np, Cm существенно (в 100 раз и более) сокращает объем и радиотоксичность актиноидов, уходящих в безвозвратные потери. Отработанное топливо после выгрузки из реактора проходит цикл операций, который начинается с помещения его в специальный водяной бассейн выдержки, находящийся на территории каждой АЭС, в И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm котором оно должно выдерживаться 5-10 лет для снижения теплоотдачи и радиационного фона. Типичная активная зона коммерческого реактора содержит 80 т топлива, а бассейн - 400 т. Через год количество выделяемого ОЯТ тепла снижается в 200 раз, а радиоактивность - в 10 раз. После выдержки в бассейне ОЯТ можно перемещать в централизованное хранилище или направлять на переработку. ОЯТ после извлечения из реактора представляет собой высокотехнологичный продукт, 98% которого составляют энергетически ценные диоксиды природных изотопов урана (238U и 235U) и плутоний, наработанный в реакторе. В процессе выдержки в бассейне нарастает, практически в линейной пропорции, концентрация весьма опасного изотопа 137Cs. Цезий обладает периодом полураспада 30 лет и вместе со своим короткоживущим продуктом распада 137Ba создают половину активности продуктов деления. В бассейне выдержки содержится суммарная радиоактивность продуктов распада 5 МКи. Поэтому есть угроза выброса в атмосферу радиоактивных веществ в результате аварий в бассейне или преступных действий, способных привести к выкипанию, вытеканию воды в другие водоемы, а также вследствие неисправности системы водоводов или пожара, возникшего при падении в бассейн большого самолета и пробивания его стенки валом авиационной турбины, или кумулятивным зарядом. С целью предотвращения в топливе явления критичности, топливные сборки помещаются в металлические контейнеры, стенки которых содержат бор, поглощающий нейтроны. При этом установлено, что в случае внезапной потери в бассейне воды, в результате аварии или террористического акта, конвективное охлаждение сборок воздухом будет малоэффективным. Это означает, что свежее ОЯТ может относительно быстро нагреться до температуры, при которой оболочка топлива потеряет герметичность и из неё начнут выделяться летучие продукты деления, включая опасный 137Cs. Возникший пожар может распространиться и на более старое ОЯТ, что приведёт к долговременному загрязнению окружающей местности. Возможна также потеря охладителя в результате атаки террористов. С целью предотвращения подобных происшествий предлагается предусмотреть ряд превентивных мер: снижение вероятности случайной потери охладителя из бассейна с ОЯТ; повышение защищенности бассейнов от возможной атаки террористов; снижение вероятности возникновения пожара в случае потери охладителя; сокращение запасов ОЯТ в бассейнах. Бассейны с ОЯТ представляют собой весьма прочные железобетонные сооружения, размещенные внутри охраняемой территории; - конструкция бассейнов создается таким образом, что сам бассейн с ОЯТ находится ниже уровня окружающего грунта, что препятствует вытечке из него воды даже в случае повреждения; - в бассейне находится громадное количество воды, в результате чего при гипотетически возможных авариях и связанных с ними утечкой воды, у оператора имеется большой запас времени для устранения их последствий. В том случае, если ОЯТ выдерживалось в бассейне 10 лет, оно может быть переведено на содержание в контейнерах сухого хранения. Такие контейнеры не боятся потери охладителя, поскольку они охлаждаются путем естественной конвекции, которая создается теплотой распада отработанного топлива, т.е. их охлаждение является полностью пассивным. Для того, чтобы произошел выброс радиоактивного материала стенка контейнера должна быть пробита снаружи или контейнер должен быть подвергнут сильному нагреву внешним источником до такой степени, что его оболочка разрушится. Для образования большого выброса ОЯТ необходимо произвести одновременное разрушение многих контейнеров, что весьма маловероятно. 13.9 Утилизация оружейного плутония Утилизация оружейного плутония, имеющая целью ликвидацию его оружейного потенциала, и эффективное использование плутония для получения энергии – существенно разные задачи. Для исключения или затруднения использования плутония в военных или террористических целях достаточно перевести его в состояние, по составу и форме близкое к состоянию энергетического плутония. Сделать это можно, пропустив оружейный плутоний через легководный энергетический реактор. При этом оружейный (военный) плутоний будет иметь изотопный состав, идентичный реакторному (гражданскому). Однако, при стандартной кампании это требует много времени. Поэтому имеет смысл вести облучение плутониевого топлива не в энергетическом, а в специальном (укороченном) режиме. Сокращение времени облучения ТВС, содержащих оружейный плутоний, до уровня, обеспечивающего необходимую степень денатурации, позволяет повысить пропускную способность современных реакторов при сокращении расхода урановых ТВС, и сохранить остаточный энергетический потенциал денатурированного плутония для его эффективной реализации в реакторах следующих поколений (наряду с накапливаемым в современных реакторах энергетическим плутонием). Критерием степени денатурации может служить «стандарт отработанного топлива», одним из показателей которого является относительное содержание изотопа 240Pu, типичное для энергетического плутония. В условиях реактора типа ВВЭР в рамках не более 1/3 загрузки плутониевых ТВС с содержанием плутония 3-4,4% и при их одногодичной кампании возможно увеличение пропускной способности по И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm крайней мере в 2-3 раза, т.е. с примерно 300 т/год в энергетическом режиме до 600-900 т/год в режиме денатурации. При этом энерговыработка урановых ТВС за счёт недожигания плутония может быть увеличена по крайней мере на 20 %. Поскольку средние сечения взаимодействия нейтронов с изотопами плутония, влияющие на эффективность денатурации, существенно зависят от спектра нейтронов в реакторе, то процесс денатурации более эффективен в условиях, характерных для реакторов типа РБМК. Возможности решения проблемы путем только технического контроля ограничены. Известная позиция, что полное решение проблемы - это прекращение и запрещение радиохимической переработки отработавшего топлива и направление его на захоронение - при комплексном рассмотрении всех вопросов топливного цикла, связанных с использованием ядерного топлива, оказывается неприемлемой с точки зрения дальних перспектив развития человеческой цивилизации, т. к. приводит практически к безвозвратной потере энергоресурсов, при необходимости надежного и контролируемого хранения этих "отходов" в течение сотен тысяч лет. Рис. 89. Энерговыделение при спонтанном делении (Ватт/кг) и интенсивность источника нейтронов (н/г/с) из-за спонтанного деления для различных изотопов плутония. Другая идея денатурации плутония заключается в увеличении доли 238Pu в топливе за счёт трансмутации младших актинидов (т.е. осуществление процесса 237Np, 241Am→238Pu) и в сжигания высокообогащённого по 235U топлива (т.е. осуществление процесса 235U(<20%)→236U → 237 Np→238Pu). Такая денатурация важна из-за высокого энерговыделения за счёт α-распада. Кроме того, спонтанное деление 238Pu даёт источник нейтронов большой интенсивности. Табл. 78. Физико-технические характеристики ядерных реакторов. Тепловые корпусные Параметр ВВЭР-1000 ВВЭР-440 Тепловые канальные Быстрые реакторы РБМК1000 CANDU (PHWR) БН-600 БН-800 Мощность, МВт тепловая 3000 1375 3200 2779 1470 2100 электрическая 1000 440 913 881 600 800 Срок службы, лет 30 30 30 30 30 30 КИУМ, % 70 70 70 75 70 70 23.4 14.0 44,5/год 119.0 4.3 2.8 Масса перегружаемой топливной партии, т Обогащение топлива подпитки, % урановый цикл 4.40 3.35 2.40 0.71 21.0 28,6*** плутониевый рецикл* 4.67 3,50** 2,44** 0.89 16.0 22.0 Остаточное обогащение отвалов, % 0.2 0.2 0.2 нет 0.2 0.2 Кампания топлива, лет 3.0 3.0 3.7 1.0 1.0 1.3 Глубина выгорания, ГВт.дней/т 40 29 21 8.33 62 100 Содержание в выгружаемом урановом топливе (справочно), % урана-235 1.24 1.20 0.66 0.20 ? ? делящегося Pu 0.82 0.66 0.30 0.26 ? ? * эффективность делящихся изотопов Pu по отношению к урану-235 принята 0,9 и 1,3 в тепловых (ВВЭР, CANDU) и быстрых реакторах (БН) соответственно; разбавителем МОХ-топлива служит отвальный уран с остаточным обогащением 0,2%; содержание плутония в МОХ-топливе CANDU принято, исходя из загрузки 1 тонна плутония на реактор. ** плутониевый цикл ВВЭР-440 и РБМК рассматривается для сравнения с ВВЭР-1000 и CANDU соответственно. *** урановый цикл БН-800 рассматривается для сравнения с плутониевым циклом того же реактора. 13.10 Плутониевое топливо энергетических реакторов Интерес к сплавам плутония вызван главным образом возможностью использования их как горючего в ядерных реакторах. Такое горючее может быть двух типов: жидкое и твердое. Идея горючего в виде жидкого И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm плутониевого сплава была предложена еще в 1946. В первых же исследованиях сплавов плутония пытались найти умеренно разбавленные легкоплавкие сплавы, т. е. растворы плутония в легкоплавких металлах, которые не были бы настолько разбавлены, что для достижения сверхкритического размножения нейтронов в реакторе потребовалась бы слишком большая масса сплава. Однако, с большинством металлов, особенно с такими легкоплавкими металлами, как ртуть, галлий, олово, свинец и другие, плутоний образует тугоплавкие соединения, поэтому растворимость его в этих металлах при низких температурах ограниченна. Только магний и висмут могут растворять нужные количества плутония при низких температурах. Расплавленный магний растворяет при температуре эвтектики (552°) 15 ат. % плутония, а максимальная растворимость плутония в расплавленном висмуте при 700o 8 ат.%, т. е. более чем вдвое превышает содержание урана при той же температуре. В качестве жидкого горючего для реактора LAMPRE в Лос-Аламосе предусматривается применение легкоплавких эвтектических сплавов плутония с железом, кобальтом и никелем. Однако, поскольку эти двойные сплавы содержат больше плутония, чем это желательно, были предприняты поиски третьего компонента - разбавителя, который не повышал бы заметно температуру плавления. Им оказался церий. Поэтому в Лос-Аламосе и Лаборатории Маунда в Майамисберге (штат Огайо) были проведены исследования диаграмм состояния тройных систем плутония и церия с кобальтом, никелем или медью В исследованиях тройных систем с добавками металлов, понижающих температуру плавления (железо, кобальт, никель или медь), было найдено, что сплавы плутоний - церии - медь могут иметь достаточно низкую температуру плавления при не очень высоком содержании плутония, но сплавы плутоний - церий - железо достаточно легкоплавки только тогда, когда содержание плутония в них выше, чем желательно для применения в реакторах. Рис. 90. Обращение с плутонием после переработки ОЯТ реакторов ВВЭР Рис. 91. Схема производства и «сжигания» МОКС-топлива в быстрых реакторах. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Рис. 92. Сокращение объемов долговременно хранимого ОЯТ. Некоторые конструкторы реакторов интересовались жидким горючим из тройных сплавов, содержащих в качестве разбавителя уран (вместо церия), плутоний и металл, понижающий температуру плавления. Был исследован ряд тройных сплавов плутония, урана и третьего металла, однако оказалось, что они слишком тугоплавки, и нет такого материала для контейнера, чтобы их можно было поддерживать в нем в расплавленном состоянии. По этой причине тройные сплавы с ураном далее не исследовались. Обычно считается, что жидкое горючее менее подвержено радиационному повреждению, чем твердое ядерное горючее, и из него проще удалить продукты деления. Рис. 93. Замещение части хранимого топлива. Сплавы, используемые в реакторах как твердое горючее, классифицируются по содержанию плутония на два типа: 1) очень разбавленные и 2) умеренно концентрированные. Фактически в ядерных реакторах используются, за исключением нескольких критических сборок и экспериментальных реакторов малой мощности, только сплавы алюминий-плутоний. Эти сплавы содержат 2-20 вес.% плутония и принадлежат к классу сплавов, очень разбавленных горючим. Они пригодны для тепловых реакторов, но непригодны для реакторов на быстрых нейтронах, так как из-за малого содержания плутония требуется очень большая критическая масса. В этих сплавах плутоний находится в виде соединения PuAl4, распределенного в матрице из очень чистого алюминия, что придает им хорошую теплопроводность. Сплавы радиационно стойкие. Было достигнуто выгорание 60% плутония с незначительным увеличением твердости и объема (разбуханием). Перспективны сплавы медь-плутоний и железо - плутоний. В качестве горючего рассматривались и другие разбавленные плутонием сплавы, состоящие из твердых растворов его в уране, тории, α-цирконий и γ-церий (кубическая фаза при комнат-нон температуре). Однако поскольку эти фазы могут растворять более 10 ат.% плутония, правильнее рассмотреть их в категории умеренно концентрированных твердых сплавов. Под «умеренно концентрированными» сплавами подразумеваются сплавы, содержащие 5-50 ат.% плутония. Низшие составы в этой области отвечают однофазным сплавам, которые можно получить, используя металлы, образующие твердые растворы. Сплав, содержавший 15 вес.% плутония в тории, довольно устойчив, а все твердые растворы плутония в α-уране (ромбическая структура) слабо сопротивляются радиационному повреждению. В двойных сплавах при концентрациях плутония более 10 ат.% появляются нежелательные промежуточные фазы, но однофазный сплав циркония с 40 ат.% плутония удерживает δ-фазу (кубической структуры) при комнатной температуре. Сплав высоко устойчив против действия облучения. При облучении 238U нейтронами образуется 239Pu. Вводя 238U в нейтронный поток реактора, загруженного плутонием, можно осуществить «воспроизводство» нового 239Pu. Поэтому если к горючему, содержащему плутонии, добавить уран, то скорость снижения реактивности уменьшится вследствие воспроизводства нового плутония, замещающего часть сгоревшего. По этим причинам кажется заманчивой идея создания горючего из сплава урана с плутонием. Наибольший интерес представляют сплавы, содержащие 20-40 ат.% плутония. Однако такие сплавы состоят целиком или большей частью из фазы, имеющей такие неблагоприятные свойства, как большая хрупкость, малая прочность, пирофорноcть, низкая коррозионная стойкость и, наконец, плохая устойчивость против облучения. Было предпринято широкое исследование тройных сплавов урана, плутония и третьего элемента с целью улучшения механических свойств. Наиболее успешно эта цель была достигнута добавками молибдена к урану и плутонию, В опытах с И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm умеренным выгоранием сплавы уран - плутоний - молибден показали довольно хорошую устойчивость против облучения. Существенным фактором, способствующим превосходной устойчивости к радиационным повреждениям, является изотропная кристаллическая структура кубической объемноцентрированной фазы. Поскольку одним из основных продуктов деления 239Pu является молибден, у металлургов возникла идея стабилизировать фазу посредством сплава уран-плутоний - «фиссиум», где «фиссиум» - смесь продуктов деления, в которых преобладают молибден, рутений и другие элементы, стабилизирующие эту фазу. Такой сплав имеет известные преимущества в отношении работы в реакторе и регенерации горючего. Кроме того, сплавы этого типа имеют лучшую устойчивость против облучения, чем сплавы уран - плутоний – молибден. К сожалению, исследования в области использования чистого плутония и его сплавов с другими металлами в качестве топлива в реакторах, проводившиеся с 60-х гг. ХХ в., оказались безуспешными. Основой способа сжигания стал разработанный в конце 50-х годов Бельгийским центром ядерных исследований и компанией “Belgonucleaire” метод производства способной к делению смеси урана и плутония. Метод был назван MIMAS (MIcronized MASter blend); с 1985. данная компания начала промышленное производство такого топлива. Название MOX (Mixed-OXide fuel) получило топливо, состоящее из диоксидов плутония и 238U. С того момента, как было установлено, что оно может использоваться в обычных реакторах, многие страны стали его производить и более 30 европейских атомных станций перешли с уранового топлива на смешанное. МОХ-топливо используется на некоторых АЭС Японии и США. Есть одно весьма коварное обстоятельство, связанное с МОКС-топливом. Использование его в реакторах приводит лишь к изменению изотопного состава оружейного плутония, однако и гражданский плутоний может быть использован для создания ядерного взрывного устройства. В качестве одного из возможных видов топлива ядерных реакторов на быстрых нейтронах, способных обеспечить расширенное воспроизводство делящихся материалов, можно использовать смеси расплавленных солей: хлориды урана и плутония в смеси с солями разбавителями, в качестве которых могут быть хлориды лития, натрия, калия, магния, кальция и свинца. В последнее время повысился интерес к плутониевому топливу типа расплава. Хлоридные смеси вполне пригодны в качестве материалов зоны воспроизводства ядерного горючего. Интерес к топливу в виде солевых расплавов определяется лёгкостью и относительно небольшой стоимостью приготовления, возможностью проведения непрерывной очистки его от продуктов деления и изменения состава смеси в процессе работы реактора и организации теплосъема. Все это подтверждено исследованиями на жидкосолевых реакторах MSRE и MSBR (США). Переработка отработавшего ядерного топлива, которая обеспечивает утилизацию запасов плутония и возврат в топливный цикл невыгоревшего 235U, реальна с использованием электрохимической технологии в расплавах хлоридов щелочных металлов. Существует технологическая схема процесса переработки облученного оксидного уран-плутониевого топлива и обеспечения его рецикла в реакторах на быстрых нейтронах, включающая: растворение топлива в расплаве хлоридов щелочных металлов хлорированием; очистку расплава от электроположительных продуктов деления (ПД) электролизом; разделение, осадительную кристаллизацию и извлечение из расплава диоксида плутония; доизвлечение урана электролизом; концентрирование ПД осаждением фосфатов. Наилучшие результаты получены с использованием смеси NaCl-KCl и в присутствии в расплаве UCl4 (до 40%). Процесс исследован и отработан на облученном смешанном топливе реактора БН-350. Предложенный метод принципиально может быть использован для одновременной переработки топлива активной зоны и зоны воспроизводства. 13.11 Сжигание плутония в быстрых реакторах Главная особенность реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования неделящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th, которых в природе значительно больше, чем 235U – основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. Может быть использован и «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего 235U. Реакторы на быстрых нейтронах дают возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120–140 новых ядер, способных к делению. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Табл. 79. Основные характеристики быстрых реакторов России. Реактор Потребление Pu Статус работ по обоснованию возможности использования МОКС-топлива БОР-60 (действующий) 30-50 кг/год Обосновано, 18-летний опыт эксплуатации БН-600 (действующий) 60-70 кг/год (18 ТВС) 240 кг/год (гибридная АЗ) 1100 кг/год (100% МОКС) Обосновано, имеется лицензия Разработка техпроекта Физические расчеты БН-800 (строящийся) 1650 кг/год (100% МОКС) Проект, лицензирован на строительство ВВЭР-1000 (7 действующих и 3 строящихся) 250-280 кг/год (на 1 ВВЭР1000, 30% МОКС) НИОКР Главная особенность использования урано-плутониевого топлива в реакторах на быстрых нейтронах (БН) состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20–27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях. Замечание. Напомним, что чем дольше работает ядерное топливо в активной зоне реактора типа ВВЭР, тем больше в нём чётных изотопов и тем ниже энергетическая ценность этого плутония для использования в качестве вторичного ядерного топлива. В реакторах на быстрых нейтронах делятся (выгорают) как нечётные, так и чётные изотопы. Поэтому состав плутония в топливе „быстрых“ реакторов относительно стабилен. На Рис. 94 представлена схема производства и «сжигания» МОХ-топлива. Утилизация плутония в реакторах на быстрых нейтронах происходит путем «сжигания» его в активной зоне, что превращает реактор из производителя плутония в его потребителя (это вовсе не означает, что потребляется весь плутоний: в отработанном топливе его содержится лишь немного меньше, чем в «свежем»). Концентрация плутония в МОХ-топливе для бридеров существенно выше, чем для легководных реакторов. С точки зрения ядерного распространения одна из проблем, связанных с бридерами, состоит в том, что ядерные материалы, входящие в ядерное топливо, могут быть использованы снова, и это позволит применять данные реакторы для производства большего количества плутония, включая оружейный. Проектируемый реактор БН-800 сможет полностью работать на МОХ-топливе и способен на утилизацию 50 т плутония в течение 30 лет. Как уже упоминалось, замкнутый топливный цикл быстрых реакторов позволяет решить ряд концептуальных проблем атомной энергетики. Если говорить о России, то у нас топливные ресурсы ректоров на быстрых нейтронах включают: выделенный 239Pu в смеси с другими изотопами (из ОЯТ ВВЭР-440, 40 тонн), выведенный из оборонных программ плутоний оружейного качества (34 тонны), 238U, накопленный в различных формах и хранящийся, как отвалы (более 100 тысяч тонн), облучённое ядерное топливо, накопленное после выгрузки из реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 (к середине века 40 тыс тонн, сейчас 15 тыс тонн). Каждая загрузка (2 т Pu) активной зоны реактора БН-800 при коэффициенте воспроизводства 1,2 даёт 400 кг дополнительного плутония, т.е. 5 перегрузок дают запустить новый реактор. На сегодня ресурс составляет более 70 тонн плутония, пригодного для использования в быстрых реакторах. Поскольку реакторы-размножители позволяют из 38 урана вновь получать плутоний, то ресурсы 238U, обедненного, практически неисчерпаемы. Если реактор-размножитель будет работать с коэффициентом воспроизводства 1,2, то ежегодно он будет выдавать 400 кг нового плутония и после 5 перегрузок накопит плутония на запуск нового реактора. Причём в быстром реакторе можно напрямую использовать облученное топливо из реакторов ВВЭР-1000 и РБМК. Одним из компонентов облученного топлива, и соответственно радиоактивных отходов, являются минорные актиниды – нептуний, америций, кюрий, которые напрямую не используются как топливо. Сегодня топливо для быстрых реакторов позволяет принять и уничтожить эти компоненты в одном и том же реакторе. В результате заметно снижается радиотоксичность радиоактивных отходов, и сравнительно быстро после выгрузки топлива мы выходим на экологическое равновесие. В этом видится решение экологической проблемы. Замкнутый топливный цикл быстрых реакторов полезен и с точки зрения защиты от распространения делящихся материалов. Топливо при рецикле в быстрых реакторах может быть очищено не до высокой И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm степени очистки. Поэтому оно всё время будет находиться в категории облученного ядерного топлива, т. е. в высокорадиоактивном состоянии. И это позволяет его контролировать, с одной стороны, а с другой стороны с ним достаточно трудно работать вручную. Важным инженерным барьером является использование дистанционно управляемых автоматических технологий, которые позволяют работать с облученным топливом и с его продуктами только в дистанционных условиях, что создает дополнительный барьер по несанкционированному использованию этих материалов. В России имеет место пример использования технологий нового поколения для замыкания топливного цикла быстрых реакторов, которое позволит решить проблемы ресурсов, накопления ядерного топлива, радиоактивных отходов и проблему нераспространения. 13.12 Сжигание МОХ-топлива на АЭС с реакторами ВВЭР Часть плутония может быть сожжена на тепловых реакторах типа ВВЭР. Каждый такой реактор может быть потреблять от 250 до 280 кг плутония в год. В настоящее время программа энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония является затратной, такой она останется в течение ближайших десятилетий. Основные причины – отсутствие производства МОХ-топлива с производительностью 2 т плутония в год и более, а также наличие значительных количеств сравнительно дешевого уранового топлива. Табл. 79. Расчётный изотопный состав ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 Выгорание, ГВт сут/т 40 50 55 60 232 U, 10-7% 2,1 3,5 4,3 5,3 235 U, % 1,28 0,88 0,71 0,57 236 U, % 0,58 0,63 0,69 0,70 Следует, однако, учесть, что ни один из российских тепловых реакторов не проектировался с учетом возможности использования такого топлива. Показатели безопасности действующих ВВЭР даже на урановом топливе не отвечают требованиям, предъявляемым к реакторам повышенной безопасности нового поколения. Кроме этого, при ориентировании на ВВЭР с полной загрузкой такого топлива для утилизации оружейного плутония потребовалось бы в два раза больше таких реакторов, чем быстрых такой же мощности. Это обусловлено различиями в годовом расходе плутония на изготовление топлива для ВВЭР и быстрых. При ограничении доли смешанного топлива 1/3 загрузки активной зоны (как, например, во французских АЭС) требуемое число ВВЭР возрастает в 6 раз по сравнению с быстрыми Изотопы плутония отличаются по своим ядерным свойствам от изотопов урана. Эти различия приводят к следующим последствиям для безопасности реактора, работающего на МОХ-топливе: уменьшению поглотительной способности управляющих стержней. Это происходит из-за того, что МОХтопливо сравнительно хорошо поглощает нейтроны низких энергий, поэтому средняя энергия нейтронов оказывается выше, а управляющие стержни поглощают быстрые нейтроны хуже, чем медленные. По той же причине падает поглотительная способность бора, добавленного в теплоноситель. Из-за этого оказывается недопустимым размещать топливные сборки с МОХ-топливом в непосредственной близости от управляющих стрежней; Рис. 94. Комбинированный топливный цикл БНреакторов с использованием ОЯТ реакторов LWR и с заменой в хранилищах ОЯТ легководных реакторов на UO2 после переработки. использование МОХ-топлива в ВВЭР вносит различные важные для безопасности физиконейтронные изменения, которые значительно влияют на поведение активной зоны в рабочем и аварийном режиме. В МОХ-топливе доля запаздывающих нейтронов меньше и значения коэффициентов реактивности менее благоприятны, поэтому события, ведущие к возрастанию реактивности, рассматриваются как более серьезные для реактора на МОХ-топливе, чем для реактора с обычным UO2 топливом. Для реакторов ВВЭР важны события, связанные с охлаждением активной зоны, такие как разрыв главного циркуляционного контура. Из-за меньшей доли запаздывающих нейтронов и меньшего времени жизни мгновенных нейтронов в активных зонах с МОХ-топливом развитие некоторых аварийных ситуаций (таких, как неконтролируемое выведение стержня или избыточное охлаждение при срабатывании системы охлаждения активной зоны) будет более быстрым. Эта особенность будет усиливаться при увеличении доли И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm МОХ-топлива и степени обогащения плутония, а также с увеличением глубины выгорания ядерного топлива. ВВЭР с МОХ-топливом приближаются по нейтронным характеристикам активной зоны к реакторам на быстрых нейтронах. Для этих типов зон наиболее опасны аварии, связанные с возрастанием мощности (с разрушением активной зоны или вводом положительной реактивности при срабатывании системы аварийной защиты); ускорение износа материалов реактора. Использование МОКС-топлива приводит к повышению средней энергии нейтронов, что ускоряет процессы радиационного разрушения материалов реактора нейтронами. В результате сокращается срок службы внутрикорпусных деталей реактора, при этом наблюдается радиационное охрупчивание корпуса реактора, а также увеличивается количество продуктов коррозии в теплоносителе, что приводит к повышенной нагрузке на спецводоочистку I контура и ведет к повышению радиоактивности теплоносителя; физико-технические характеристики смешанного урано-плутониевого топлива (по сравнению с урановым топливом) в случае использования его на действующих АЭС оказывают негативное влияние на уровень безопасности самой станции, а именно: более низкая температура плавления (ниже на 20–40о); теплопроводность (ниже); выход газообразных продуктов деления (выше); выход негазообразных элементов (выше); повышенное образование йода, трития, актинидов. При работе легководных реакторов на урановом топливе из общей массы нарабатываемого энергетического плутония ~250 кг/(ГВт(эл)бгод) около 30 кг составляет 241Pu. Утилизация оружейного плутония в тепловых реакторах увеличивает его годовую наработку более чем в 3 раза по сравнению с наработкой ВВЭР на урановом топливе. В условиях вынужденного длительного хранения отработавшего топлива значительная часть 241Pu превращается в 241Am, что существенным образом затрудняет дальнейшее использование и захоронение отходов. При использовании МОХ-топлива на АЭС выявляются новые сценарии радиационных аварий, тем самым снижается общий уровень безопасности самой АЭС. Опыт использования МОКС промышленностью пока очень мал по сравнению с опытом применения уранового топлива. Топливные сборки МОКС-топлива составляют менее 0,2% от всех сборок, используемых в мире для питания ЛВР. Даже в Германии, крупнейшем после Японии иностранном клиенте плутониевой промышленности Франции и Великобритании, доля МОКС-сборок не превышает 4% (200 тонн МОКС на 5000 тонн уранового топлива). В случае серьезной аварии на реакторе с нарушением герметичности активной зоны, доза на заданном расстоянии от реактора в случае загрузки его на треть МОКС-топливом будет выше в 2,3-2,5 раза. В столько же раз усугубятся последствия выброса радиоактивности. 13.13 Производство МОХ-топлива в России и в мире Первый завод, который строится на ПО «Маяк», с проектной мощностью 1,3 т плутония, должен был быть введен в эксплуатацию в 2000. Проект осуществляется совместно с Францией с 1993. Новый завод по производству MOХ-топлива будет пятым по счету на ПО «Маяк». Второй завод по производству MOХтоплива предполагается построить в Красноярске-26, но проект находится в стадии разработки. MOХ-топливо планируется использовать на строящейся Южно-Уральской АЭС (расположенной в Челябинске-65), которая будет состоять из трех энергоблоков с реакторами типа БН-800. Проект реактора БН-800 Южно-Уральской АЭС рассчитан на использование 2,3 т плутония для начальной загрузки и 1,6 т для ежегодной подпитки. Рис. 95. Ядерные процессы в топливе: а) Стандартное UO2 топливо; б) МОХ-топливо. В настоящее время рассматривается возможность строительства установки промежуточной производительности для обеспечения МОX-топливом восьми реакторов типа ВВЭР-1000 и быстрых реакторов БН-600 и БН-800. Установка проектируется на основе опыта, технологии и оборудования по производству МОX-топлива в г. Ханау (Германия). И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Табл. 80. Предприятия по производству уран-плутониевого топлива в мире Страна, ядерный комплекс Бельгия, Дессель Франция, Кадараш Маркуль Япония, Токаи-мура Великобритания, British Nuclear Fuel Германия, Ханау Россия, НИИАР, Димитровград ПО «Маяк» США Производительность по МОКС-топливу, т/г. 1995 2000 40 80 20 25 120 120 10 15 8 8 100 1 0,4 0 1 0 13.14 Технология МОХ-топлива Технологии изготовления МОХ-топлива из оружейного и реакторного плутония существенно различаются. В результате демонтажа из боеголовки извлекается таблетка ядерного материала, так называемая «пита», на основе 239Pu (с обогащением более 90%). Её необходимо переработать в ядерное топливо. Возможна переработка плутония методами «водной» химии, которые хорошо развиты на комбинатахпроизводителях плутония – растворение плутония в кислотах (смесь HNO3+HF или смесь HNO3+HCOOH или HCl) с последующей очисткой плутония в виде азотнокислого раствора. Из очищенного нитрата можно получить PuO2 через оксалатное осаждение, или смешанный оксид (U,Pu)О2 путем совместного соосаждения ураната и плутоната аммония, или плазменной денитрацией. Вместе с тем, водные способы отличает многостадийность и длительность технологического цикла, а также громоздкость аппаратурного оформления. Высокая агрессивность растворов накладывает жесткие ограничения на конструкционные материалы. Главной же проблемой водных технологий было и остается образование при переработке огромных количеств высокотоксичных долгоживущих радиоактивных отходов. По одной из методик сплав плутоний-галлий растворяют в качестве анода электролизом раствора хлористого аммония (концентрация 3-20мас.%). Одновременно с растворением сплава происходит осаждение гидроксида плутония. Осадок гидроксида плутония отделяют от раствора, содержащего галлий. Осаждают галлий путем разложения гидроксида аммония. Полученный раствор хлористого аммония используют для растворения сплава. Более прогрессивными методами переработки металлического плутония в соединения, пригодные для изготовления компонентов топлива ядерных реакторов являются «неводные» – пирохимические технологии. При высокой эффективности производства они оказывают минимальное неблагоприятное воздействие на среду. В процессе пирохимической переработки плутония образуется в тысячи раз меньше радиоактивных чем в водных технологиях. К тому же, пирохимические технологии более прозрачны с точки зрения контроля за безвозвратностью демонтажа ядерных зарядов и контроля за нераспространением ядерных вооружений. Для конверсии плутония в смешанное топливо использован процесс пирохимической переработки сплава Pu-Ga в МОХ-топливо, включающий стадии: растворение металлического сплава плутония и диоксида урана в расплаве солей NaCl+2CsCl; электролиз расплава с регулируемым соосаждением оксидов плутония и урана; обработка катодного осадка и получение гранулированного топлива. В процессе производства происходит очистка топлива от легирующей добавки (Ga) до уровня требований технических условий на виброуплотненное оксидное топливо реакторов на быстрых нейтронах. Изготовление ТВЭЛов методом виброуплотнения возможно в двух вариантах: ручном - в перчаточных боксах и дистанционном - в защитных камерах. На практике используют два «неводных» метода переработки плутония оружейного качества в реакторное топливо: пирохимический – гидрирование металлического плутония с последующим окислением до PuO2 в одном реакторе; и пироэлетрохимический – растворение металлического плутония в расплаве хлоридов (NaCl+KCl) с последующей осадительной кристаллизацией PuO2 в одном электролизере. Аналогичные технологии используются и для компактных видов топлива, например, нитридного. Технология изготовления таблеточного оксидного урано-плутониевого топлива для ТВЭЛов энергетических реакторов предусматривает два варианта подготовки топлива для изготовления таблеток: – путем механического смешивания исходных порошков диоксидов урана и плутония; – путем изготовления таблеток из химически соосажденных порошков (U, Pu)О2 в присутствии поверхностно-активных веществ. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm В первом варианте применяют смешивающий аппарат, что позволяет сократить время смешивания с 16–24 ч до нескольких минут при одновременном измельчении и уплотнении частиц порошка. Этот вариант обеспечивает получение гомогенной структуры таблеток с повышенной плотностью. Технология пыльная, что является её существенным недостатком. По второму варианту производится соосаждение солей урана и плутония из раствора с образованием малопылящих гранул. При прессовании таблеток используют сухую связку – стеарат цинка, что позволило существенно улучшить технологический процесс и повысить качество таблеток. Табл. 81. Радиационные характеристики необлученных ТВС БН-600 с различными видами топлива Топливо UO2 Смешанное: оружейный плутоний энергетический плутоний Интенсивность излучения, с-1 нейтронного 4,8⋅102 гамма-излучения 2,9⋅109 6,7⋅105 3,6⋅106 1,1⋅1012 7,6⋅1012 Табл. 82. Радиационные характеристики отработавших ТВС БН-600. Топливо UO2 Смешанное (оружейный плутоний) Интенсивность излучения, с-1 нейтронного 1,2⋅105 3⋅106 гамма-излучения 4,52⋅1014 5,17⋅1012 Исходным продуктом для приготовления оксидов плутония являются азотнокислые растворы плутония после экстракционной очистки. Однако, из-за пассивации металлического плутония в азотной кислоте невозможно получить растворы нитрата плутония прямым растворением металла, что усложняет технологию приготовления этих растворов. Обычно эту трудность преодолевают растворением за 12-20 часов облучённых уран-плутониевых стрежней в растворе 13М азотной + 0,5М фтористоводородной кислот при температуре 125о. Полученные азотнокислые растворы направляют на экстракционный аффинаж с тремя циклами очистки плутония от урана и других элементов. Известен способ растворения отработанного реакторного топлива на основе плутоний-алюминиевого сплава в 5,4 М азотной кислоте, содержащей 0,05 М азотнокислой ртути. Полученные азотнокислые растворы плутония подвергают экстракционной очистке. Известен способ растворения отходов рафинировочных плавок металлического плутония и стружки после токарной обработки изделий из плутония в 1,7 М сульфаминовой кислоте. Растворение проводят при температуре ниже 40o, чтобы избежать разложения сульфат-иона. Этот процесс сопровождается выделением водорода. Плутоний содержащие сульфаминовые растворы могут быть переведены в очищенные азотнокислые растворы осаждением гидроокиси плутония, ее растворением в азотной кислоте с последующей экстракционной очисткой азотнокислого раствора. Металлический плутоний быстро растворяется в концентрированной соляной кислоте и с умеренной скоростью в разбавленной с выделением водорода. Солянокислые растворы плутония переводят в очищенные азотнокислые растворы. Азотнокислые растворы плутония после экстракционной очистки (реэкстракты) могут быть сконцентрированы, например, методом упаривания до содержания плутония в упаренных растворах 700-800 г/л. Упаривание нитрата плутония в большинстве случаев является простой операцией, но возможны случаи образования полимерных соединений плутония, что осложняет операции по концентрированию и переработке растворов. Недостатком водных способов получения азотнокислых растворов плутония является их многостадийность, что усложняет технологическую и аппаратурные схемы приготовления этих растворов. Существует электролитический способ извлечения и очистки металлического плутония в расплаве эквимолярной смеси хлоридов калия и натрия, содержащем 8-10 мас.% трихлорида или трифторида плутония, при температуре 700-750o. Этим способом перерабатывают сплавы плутония, например, с железом и галлием, возвратный оружейный плутоний, отработанное металлическое уран-плутониевое реакторное топливо. Электролитический способ рафинирования не требует переводить очищаемый плутоний в какиелибо химические соединения, так как в процессе рафинирования плутоний из анода переходит в электролит в виде ионов трехвалентного плутония, а на катоде эти ионы разряжаются до металла, таким образом происходит переход плутония из одного металлического состояния в другое с высокой степенью очистки от примесей. Очищенный плутоний может быть использован для приготовления концентрированных растворов нитрата плутония. Лучшие результаты даёт способ переработки оружейного плутония до очищенных концентрированных растворов нитрата плутония, пригодных для приготовления топлива энергетических реакторов на основе оксидов плутония, включающий электролитическое рафинирование оружейного И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm плутония в расплаве галогенсодержащих солей. Плутоний после электролитического рафинирования подвергают электрохимическому растворению в 1 - 5 М азотной кислоте (электролите) при температуре от 20o до 80o и анодной плотности тока 0.5 - 10 А/см2 с использованием плутония в качестве анода. Электролитическое рафинирование оружейного плутония проводят в электролизной ячейке, которая включает в себя керамический стакан с катодным и анодным отделениями, вольфрамовый катод, жидкий плутониевый анод, керамическую мешалку для перемешивания электролита, токоподводы к катоду и аноду. Электролитическое рафинирование ведут в электролите KCl-NaCl (эквимолярная смесь) + 8-10 масс.% PuCl3 (PuF3). Плутоний предварительно переплавляют в слитки цилиндрической формы для удобства их размещения в анодном отделении керамического стакана. Электролизную ячейку, собранную и загруженную плутонием и галогенсодержащими солями, предварительно обезвоженными вакуумной сушкой при 300-350o, помещают в обечайку из жаропрочной металлической стали, прикрепленную к крышке электролизного аппарата. Аппарат герметизируют, вакуумируют при нагреве до 300-350o, заполняют очищенным аргоном и далее нагревают до температуры расплавления плутония и солей (700-750C) и затем пропускают через расплавленные соли (электролит) постоянный ток. Электролитическое рафинирование проводят при температуре 700 - 750o, катодной плотности тока 0.05 - 0.1 А/см2, анодной плотности тока 0.45-0.9 А/см2 с перемешиванием электролита. По окончании электролитического рафинирования плутония электролизный аппарат охлаждают, извлекают электролизную ячейку, отделяют катодный металлический плутоний и очищают его от пристывшего электролита, отбирают пробу от плутония для определения в нем содержания примесей (металлических и неметаллических). Полученный рафинированный плутоний подвергают электрохимическому растворению в азотной кислоте. Электрохимическое растворение проводят с использованием плутония в качестве анода в электролизерах цилиндрической формы или ящечного типа с водоохлаждаемыми стенками при параметрах: кислотность азотнокислого электролита 1 - 5 М, температура электролита от 20o до 80o, анодная плотность тока 0.5 - 10 А/см2. В качестве материала катода могут быть использованы тантал, титан, вольфрам, кислотостойкая нержавеющая сталь. Токоподвод к плутониевому аноду от источника постоянного тока осуществляют или через токопроводящую перфорированную корзину (например, из тантала), в которую загружают плутоний, или непосредственно через металлическую подвеску, в которой закрепляют плутоний. Концентрация плутония в азотнокислом растворе (электролите) регулируется объемом электролита, величиной токовой нагрузки и временем электролиза, при этом количество плутония, перешедшего в электролит. Полученный после электрохимического растворения раствор нитрата плутония имеет концентрацию 700 - 800 г Pu/л. Раствор корректируют по валентному состоянию (вводят перекись водорода для стабилизации плутония-IV) и кислотности и в дальнейшем используют в технологии приготовления реакторного топлива. Данный способ позволяет получать очищенные концентрированные растворы нитрата плутония, сокращает число операций и снижает металлоемкость оборудования. Очищенные концентрированные растворы нитрата плутония могут быть использованы, например, в золь-гель процессах для получения спеченных микросфер оксида плутония, как исходного продукта при производстве оксидного топлива энергетических реакторов, в процессах прямой денитрации высококонцентрированных растворов нитрата плутония с получением оксида плутония, который может быть также использован для приготовления реакторного топлива. Современные общепринятые на предприятиях России водные методы переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) имеют ряд недостатков, среди которых: наличие значительного количества замедлителя в системе, увеличение объема радиоактивных отходов, потенциальная опасность (из-за возможности хищения) получения урана и плутония в разделенном и очищенном виде. Этим обусловлено развитие альтернативных технологий. Наиболее перспективным является метод пироэлектрического получения смешанного уран-плутониевого топлива при переработке облученного топлива в расплавах хлоридов щелочных металлов. Преимуществами данного метода являются сравнительно небольшое количество высокоактивных, среднеактивных и низкоактивных отходов, а также заметное снижение радиохимических характеристик продукта, уменьшающее вероятность его хищения. Предложены менее пылящих процессов получения МОХ топлива, чем механическое смешение оксидов. Первым из них был золь-гель процесс получения гранулированного МОХ топлива, из которого затем прессовались таблетки. Однако этот процесс не позволил обеспечить высокое и стабильное качество таблеток. Поэтому параллельно был разработан метод аммиачного соосаждения урана и плутония. 13.15 Экономика МОХ-топлива В отчете НАН, США 1994 года сказано: «Итак, с точки зрения экономики излишки оружейного плутония являются скорее обузой, чем ценностью. При любом выборе способа его утилизации этот процесс принесет нам скорее убытки, чем прибыль». И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Хорошо сказано, за 15 лет здесь ничего не изменилось. На пути использования МОКС-топлива в реакторах существуют экономические препятствия. МОКСтопливо дороже топлива из обогащенного урана. Замечание. Для ориентации в сфере экономики, укажем, что на сентябрь 1998 года цены на плутоний, установленные изотопным отделением Ок-Риджской Национальной лаборатории (ORNL) были таковы: $8.25/мг за 238Pu (97% чистоты); $4.65/мг за 239Pu (> 99,99%); 5,45 USD/mg, 240 Pu (>95%); 14,70 USD/mg, 241Pu (>93%); és 19,75 USD/mg 242 Pu-ért. Az évi ~1 tonna plutónium termelési léptékével a MOX üzemanyag költsége majdnem kétszerese az urán üzemanyag költségének. Ennek oka elsősorban az olcsó természetes urán világpiaci bősége, valamint dúsításának olcsósága és elérhetősége. Ez a két tényező vezet ahhoz a tényhez, hogy a dúsított urán költsége meglehetősen alacsony. Ha feltételezzük, hogy a természetes urán költsége 1 kg-onként 40 USD (2000), a dúsítás költsége pedig 100 USD per egységnyi szétválasztási munka (SWU), akkor a dúsított urán ára 1 kg-onként 1100 USD. Az üzemanyagcellák MOX üzemanyaggal történő előállításának költsége észrevehetően magasabb. 1 kg MOX üzemanyag előállításának minimális költsége 1300–1600 dollár A gyakorlatban a költségek még magasabbak. A MOX-üzemanyag költsége még jobban megnő, ha magában foglalja a plutónium tárolásának és szállításának biztonságát biztosító intézkedések végrehajtásának költségeit is, ami észrevehetően magasabb, mint az uránüzemanyag hasonló költsége. Az RMBK MOX-FA költsége és ennek megfelelően a megtermelt villamos energia 10-szer magasabb, mint egy szabványos urán-FA-egyenérték energiatermelési költsége. A vegyes urán-plutónium tüzelőanyagot tartalmazó fűtőelem-kötegek költségeihez a fő hozzájárulás a plutónium és a kiégett nukleáris fűtőelemek elválasztásának költségeiből adódik. Ezért az uránból és plutóniumból készült fűtőelem kazetta, amelyet egy nagyobb plutóniumkoncentrációjú könnyűvizes reaktor kiégett fűtőanyagától választanak le, kisebb szorzóval (5-szöröse) haladja meg a szabványos urán üzemanyag költségét. ). A kiégett fűtőelemek újrafeldolgozása esetén hiányzó kiégett urán kazetták tárolásának költségei kismértékben csökkentik a feltüntetett arányokat (RBMK-k esetében nyolcra, könnyűvizes reaktorok esetében négyre). A jövő gyorsreaktorainak kezdeti betöltésének költsége elérheti a 800 millió dollárt egységenként (körülbelül 4 tonna hasadó plutónium 1 GW-onként). Az Egyesült Államok Nemzeti Tudományos Akadémia (NAS) 1995-ös számításai szerint az alacsony dúsítású (4,4%-os dúsítású) urán-oxid alapú reaktor-üzemanyag újrafeldolgozásának és előállításának költsége 1992-es árakon 1400 USD/1 kg. hogy 1 kg természetes urán ára 55 dollár 1 kg-onként. A MOX-üzemanyag előállítási költsége még szabad plutónium mellett is (azaz a felesleges nukleáris robbanófejekből nyert) 1992-es árakon 1900 USD/kg lenne, adók és biztosítás nélkül. A MOX-üzemanyag magasabb költsége azt jelenti, hogy egy 1000 MW-os reaktor ilyen típusú üzemanyaggal való teljes feltöltésének éves költsége 15 millió dollárral több lesz. magasabb, mint egy hasonló teljesítményű reaktor urán üzemanyaga esetében. A reaktor teljes élettartama alatt a MOX és az urán üzemanyag közötti különbség 450 millió dollárral lesz magasabb (1992-es árakon), még akkor is, ha a plutónium szabad. Ez 1995-ös árakon 500 millió dollárnak felel meg. A kiégett MOX-üzemanyag ártalmatlanításának költsége magasabb lesz, mint az urán üzemanyag ártalmatlanításának költsége, mivel az radioaktívabb és 2-3-szor több maradék plutóniumot tartalmaz. Nyilvánvaló, hogy amíg az urán ára viszonylag alacsony, a MOX üzemanyag felhasználása még a legkedvezőbb feltételek mellett is veszteséges: amikor maga a plutónium szabad, és az urán ára meghaladja a jelenlegi azonnali piaci árakat. A költségkülönbség még nagyobb, ha figyelembe vesszük az újrafeldolgozás költségeit, amely reaktoronként több száz millió dollárt igényel a reaktor élettartama során. Amint az Egyesült Államok Nemzeti Tudományos Akadémia egy 1994-es jelentésében megjegyezte, az a tény, hogy a plutónium fizikai szempontból energiaértékkel rendelkezik, nem jelenti azt, hogy gazdaságilag jövedelmező. Az agyagpalában lévő olaj fizikailag is felhasználható üzemanyagként. De a kitermelés költsége a hagyományos lelőhelyekből származó olaj kitermelésének költségeihez képest megakadályozza, hogy a plutóniumhoz hasonlóan gazdaságilag életképes energiaforrásként használják fel. Emellett a plutónium az atomfegyverek elterjedése szempontjából is veszélyt jelent, ami szintén jelentős veszteségekkel jár. asztal 96. Az oroszországi atomenergia-iparban 50 tonna fegyveres minőségű plutónium felesleg elhelyezésének főbb jellemzői Complex-300 fegyveres minőségű plutóniumon alapuló MOX-üzemanyag gyártása Kísérleti üzem MOX-1 BN-600 és 1 BN-800 fogyasztói reaktorok (1. forgatókönyv) üzemanyag Max. 10 VVERBN-600 és 4 1000 VVER-1000 (2. forgatókönyv) I.N. Bekman PLUTONIUM Tankönyv 13. fejezet Selejtezési időszak 50 tonna fegyverminőségű plutóniumhoz 2033 Összköltség, millió USD-ben, beleértve 10600 USD -700 plutónium elhelyezés, USD, millió Érintett száma 2 atomerőművi telephely A BN-600 atomerőművi telephelyeken tervezett BN-800 plutónium infrastruktúra elérhető Plutónium szállítása, PU 330 km/év Szám 53 reaktorév Műszaki érvényesség megerősítve A regionális hatóságok társadalmi hozzájárulása nyilvános megállapodás A MOX-fűtőanyaggal működő reaktorok részesedése az atomerőművek beépített kapacitásának összesen ~ 5%-a (28 GW e.) http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm 2032 2050 18001100 -1600 2200 1100-1600 600 -1000 5 5 Nem elérhető BN-600 VVER-1000 nem 5070 187 1670 187 K+F szükséges Pontosítás szükséges ~ 35% ~ 16% A plutónium biztosításának költsége magas a fegyverek lopásának megakadályozására. A meglévő erőreaktorok kis mennyiségű plutóniumot tartalmazó üzemanyaggal működhetnek, ami csekély értékű, és az új reaktorok tervezésének és építésének költsége is nagyon magas. A jelenlegi elegendő uránkészlet, a nagy dúsítási kapacitások jelenléte, valamint az Egyesült Államokban és Oroszországban a kereskedelmi üzemanyag előállítására felhígított fegyverminőségű urán nagy készletei stabil uránárat garantálnak a következő 20-30 évben. Még a fegyveres minőségű plutónium zéró ára mellett is, a plutónium CANDU reaktorban való elhelyezésére irányuló orosz-kanadai projekt hatékonyságát tekintve gyengébb, mint a CANDU reaktorok üzemanyagciklusának hagyományos urán változata. A VVER-1000 esetében az üzemanyagciklus plutónium változatának nincsenek látható gazdasági előnyei az uránhoz képest, még a fegyveres minőségű plutónium nagyon alacsony áron sem (5 USD/g alatt). Ennek oka az urándúsítási szolgáltatások meglehetősen alacsony ára, amelyet az Oroszországban alkalmazott centrifugatechnológia feltételez. A BN-800-as reaktor versenyképesnek bizonyul (a költségcsökkentés kritériuma szerint, évi 10%-os diszkonttényezővel) a VVER-hez képest, ha a fegyveres minőségű plutónium ára 15-20 USD/g alatt van, összehasonlítható tőkeösszetevőket feltételezve. ezek a reaktorok. A fegyveres minőségű plutónium zéró árának meghatározásakor a BN-800-as reaktorral felszerelt atomerőmű tőkeköltsége 15%-kal drágább, mint a VVER-1000 típusú reaktorral felszerelt atomerőmű. A „szovjet” VVER típusú reaktorok üzemanyag-fogyasztási jellemzőiben hagyományosan gyengébbek a külföldi PWR-ekhez képest (20%-kal az egységnyi teljesítményre jutó természetes urán fajlagos fogyasztása és a normalizált üzemanyagköltségek tekintetében), a reaktorok rosszabb neutronikus jellemzői miatt. mag az üzemanyag-kazetták acél részei miatt, amelyek erős neutronelnyelők. A nyitott tüzelőanyag-ciklus hatásfokát az égés és a dúsítás aránya jellemzi (%-ban mérve). A legjobb külföldi PWR minták, például a francia N4 esetében ez az arány 1-nél kisebb, a VVER-1000-nél ez az arány valamivel nagyobb, mint 1. Az új VVER projektek üzemanyag-teljesítményének javítására irányuló vágy, hogy közelebb kerüljenek a a külföldiek az éghető abszorberek használata és az üzemanyag-feltöltési sémák optimalizálása révén a VVER üzemanyag-komponensének csökkenéséhez vezetnek, és ezáltal a plutónium üzemanyagot használó BN-800-hoz képest a versenyképesség bizonyos mértékű növekedéséhez, minden más tényező változatlansága mellett. I.N. Bekman PLUTONIUM Tanulmányi útmutató 13. fejezet 13.16 A plutónium immobilizálása http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Ha a kiégett fűtőelemekből kinyert plutóniumot újra felhasználják gyorsneutronos reaktorokban, annak izotópos összetétele fokozatosan kevésbé alkalmas fegyverhasználatra. Több üzemanyagciklus után a -238Pu, 240Pu és 242Pu felhalmozódása használhatatlanná teszi erre a célra. Az ilyen anyagok összekeverése kényelmes módszer a plutónium „denaturálására”, vagy a kiégett nukleáris üzemanyag újrafeldolgozására, miközben biztosítja a hasadóanyagok elterjedésének megakadályozását. Ez akadályt jelent a reaktorminőségű plutónium alacsony technológiájú tervekben történő felhasználása ellen. A megnövekedett hőteljesítmény és sugárzás zavaró, de nem jelentős probléma, bár tervezési korlátokat és karbantartási problémákat okoz. A továbbfejlesztett robbanófejekkel és a megfelelő gyártási folyamatokkal az ilyen buktatók könnyen leküzdhetők. A plutónium ártalmatlanítására szolgáló reaktorokban való elégetés alternatívája az immobilizálási módszer, amely magában foglalja a fegyveres minőségű anyagok összekeverését erősen radioaktív hulladékkal, valamint folyékony üveggel és kerámiával, majd a tárolás során megszervezik a biztonságot, ami abban a pillanatban véget ér raktárt építenek az immobilizált plutónium számára. Ez a technológia először is lehetetlenné teszi a plutónium ellopását a magas sugárzási gát létrehozása miatt. Másodszor pedig a fordított kinyerése olyan költséges vállalkozásnak bizonyulna, hogy kezdetben értelmét veszti. Így az immobilizálás biztosítja, hogy a plutónium a jövőben védett legyen az engedélyezett vagy jogosulatlan felhasználástól. A kevert oxidos tüzelőanyag jó alternatívája a plutónium kezelésére az üvegezés, amely során a plutóniumot olvadt üveggel keverik üveges tömbökké. A plutónium üvegezése (vagyis radioaktív hulladékként való kezelése) nem „gazdag örökségként” kezeli, hanem veszélyes anyagként, amelynek energiapotenciálját nem szabad kihasználni, még akkor sem, ha a plutóniumot „ingyen” szerezték be. A vitrifikációs technológiának vannak előnyei olyan kritériumok tekintetében, mint az elterjedtség veszélye és a gyors megvalósítás lehetősége, de megvalósítása megköveteli néhány technikai probléma megoldását is. A plutónium vitrifikációs technológiáját ipari méretekben nem tesztelték, de két széles körben alkalmazott technológián alapul - az ipari üveggyártáson és a plutónium újrafeldolgozáson. Ezenkívül Franciaország tíz éves tapasztalattal rendelkezik a nagy aktivitású radioaktív hulladékok üvegesítésében. Az Egyesült Államoknak nincs ilyen tapasztalata: a Savannah Riverben (Dél-Karolina) a nagy aktivitású hulladékok üvegesítő üzemének elindítását sokszor elhalasztották. Elméletileg a plutónium fegyverhasználatra alkalmatlan anyaggá alakításához különféle anyagok használhatók - kerámia, cement, fémbevonatok, szintetikus anyagok, valamint különféle típusú üvegek. Az üveg kivételével azonban mindegyik a tudomány fejlődésének szakaszában van. 1982-ben az Egyesült Államok Energiaügyi Minisztériuma a boroszilikát üveget választotta a Savannah River Waste Treatment Plant elsődleges anyagának, amely hosszú távon képes megtartani a radioaktív hulladékot a geológiai képződményekben. A nukleáris robbanófejekben található fémes plutónium kémiailag aktív és robbanásveszélyes, ezért nem vitrifikálható azonnal, hanem előbb kémiai feldolgozás útján stabilabb formává (például plutónium-dioxiddá) kell alakítani. A plutónium megszilárdítására elfogadható technológia a cirkónium-dioxid és piroklór alapú kerámiák szintézise. A plutónium megszilárdulása úgy kezdődik, hogy kis mennyiségű hidrogén-fluorid jelenlétében salétromsavban feloldják, így plutónium-nitrát oldatot kapnak, amelyet azonnal az üvegolvasztó tégelybe küldenek, amely egyesíti a kalcinálás és az üvegesedés szakaszait. A plutónium oxaláttá (III-as vagy IV-es vegyértékkel) alakul át, ha levegőn 1000°-ra hevítik. Az olvadt üveggel kevert plutónium oxidációjának feltételeit úgy érik el, hogy ólom-oxidot adnak az olvadt keverékhez. A fém plutónium reakcióba lép az ólom-oxid oxigénjével, így plutónium-oxid keletkezik, és az üvegben oldhatatlan ólom az olvasztókemence aljára ülepedik. Ez az ólom újra oxidálható és újra felhasználható. A vitrifikációs folyamat fontos paramétere az egységnyi üveg tömegére jutó plutónium mennyisége, mivel ez határozza meg az előállított üvegtömbök számát, valamint egy bizonyos mennyiségű plutónium üvegezésének költségét és idejét. A plutónium-dioxid esetében a boroszilikát üvegben való oldhatóságának felső határa az üveg tömegének 7%-a. Ha ezt a határértéket nem lépik túl, nem áll fenn a kritikus tömeg elérésének kockázata. A kritikussági küszöb elérésekor felszabaduló energia szintje meglehetősen magas lehet, ami veszélyt jelent a személyzet biztonságára és a plutóniumtartály épségére. Ha minden üvegtömbben 7% feletti a 239Pu-koncentráció, könnyebb lesz a plutónium kinyerése és fegyverkezési célokra való újrafelhasználása. I.N. Bekman PLUTONIUM Tankönyv 13. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Figyelembe véve a fegyveres minőségű hasadóanyagok elterjedésének megakadályozásával kapcsolatos megfontolásokat, törekedni kell a plutónium koncentrációjának csökkentésére a boroszilikát blokkban nemcsak technikai szempontok alapján. Annak érdekében, hogy a plutónium üvegből történő kinyerésének fordított műveletét megnehezítse és költségessé tegye, a plutónium összekeverhető más anyagokkal az üvegezési folyamat előtt vagy alatt. Az Egyesült Államokban ajánlatos a plutóniumot hasadási termékekkel keverni, hogy az üvegtömbök nagyon aktívak legyenek, majd a plutónium leválasztása róluk nagyon munkaigényes művelet lesz. De ennek a megközelítésnek vannak hátrányai. Szükség lesz egy költséges rendszer létrehozására a személyzet sugárzás elleni védelmére az üvegezési folyamat során, és ezáltal a plutónium vitrifikációs műveleteit egy ideig (körülbelül tíz évig) el kell halasztani. Keverheti a plutóniumot 137Cs-vel, ami erős γ-kibocsátó. Mivel a 137Cs felezési ideje (27 év) csaknem ezerszer rövidebb, mint a plutóniumé (24 ezer év), néhány száz év múlva már egész egyszerűen ki lehet vonni a plutóniumot egy ilyen keverékből. A plutónium üvegből történő kémiai kinyerésének megnehezítése érdekében az üvegezés előtt uránnal keverhető. A szegényített urán hozzáadása a keveréket fegyverkezésre használhatatlanná teszi. Használhatja a 232Th-t is. Mivel a 232Th és a szegényített urán kevésbé radioaktív, mint a hasadási termékek, nem lesz szükség erőteljes sugárvédelmi rendszer létrehozására. A ritkaföldfém elemek (például az európium és a gadolínium), amelyek kémiai tulajdonságai hasonlóak az aktinidákhoz, különösen vonzóak a plutóniummal való keveréshez. Még ha vegyi eljárással plutónium és ritkaföldfém elemek keverékét is ki lehetne kinyerni az üvegből, nukleáris töltés létrehozására szinte lehetetlen felhasználni, mivel egy ilyen keverék kritikus tömege nagyon nagy, és további költséges feldolgozásra van szükség. A hasadóanyag elterjedésének tilalmára vonatkozó kritérium teljesítése érdekében a plutónium szegényített uránnal vagy ritkaföldfém elemekkel alkotott keverékének üvegesítéséhez nagyobb térfogatú üvegre lenne szükség, mint magának a plutóniumnak az üvegesítéséhez. Ez azt jelenti, hogy ebben az esetben erősebb üveggyártást kell létrehozni. De még ebben az esetben is gyorsabban megvalósítható a folyamat, mint a plutónium üvegesítése hasadási termékekkel. Ezen opciók előnyei kombinálhatók egy kombinált opció keretein belül, amikor a plutóniumot aktinidákkal vagy ritkaföldfémekkel keverve üvegesítik, és az üvegtömböt tartalmazó tartályt például γ-val radioaktívvá teszik. hasadási terméket, például 137Cs-t bocsát ki. Ezzel a megközelítéssel elérjük az üvegesedési folyamat felgyorsításának célját, kizárva ebből a radionuklidokkal - erős γ-kibocsátókkal - végzett munka szakaszát. A 137Cs-t közvetlenül a tartály lezárása előtt lehet hozzáadni, vagy elő lehet állítani ilyen tartályokat 137Cs-t tartalmazó ötvözetekből. 15 g 137 Cs (13 500 Ci) kellene ahhoz, hogy ugyanazt az 5500 rad-os sugárzási mezőt hozzuk létre, amelyet 200 000 Ci üveggel kevert nagy aktivitású hulladék okoz. A következő ösztönzőkkel lehetne rávenni Japánt, Indiát, az Egyesült Királyságot és Franciaországot, hogy hagyják abba az újrafeldolgozást és kezdjék meg a plutónium üvegesítését. 1) A nagymértékben dúsított (nukleáris robbanófejekből felszabaduló) urán természetes vagy szegényített uránnal történő hígításával létrejövő uránreaktor-üzemanyag nemzetközi készletek létrehozása, amely évtizedekig a plutónium alapú üzemanyag alternatívájaként szolgálhat. Ez enyhíteni fogja ezen országok aggodalmait az uránhiánnyal és az energiafüggőséggel kapcsolatban. 2) Nemzetközi garanciák a plutónium üvegből történő kinyerésével kapcsolatos munkák finanszírozására, amikor létrejön a plutóniumból költséghatékony üzemanyag előállításának technológiája. Az öt ország elismeri, hogy a plutónium alapú üzemanyag a jelenlegi fejlesztési szakaszában nem hatékony, de szeretnék fenntartani a plutónium előállításának lehetőségét, mire az gazdaságilag életképes energiaforrássá válik. A pénzügyi garanciák megléte ráveheti őket arra, hogy jelenlegi plutóniumkészleteiket katonai célokra nem használható formává alakítsák át. 13.17 Plutónium transzmutáció A vitrifikáció 100 évig biztosítja a plutóniumot tartalmazó üveg épségét, de ezt követően a probléma még nehezebbé válhat. A földi geokémiai folyamatok annyira összetettek, hogy sok év múlva lehetetlen garantálni a kiszámíthatatlan következmények hiányát. A plutónium elpusztításának legelőnyösebb módja a hasadási fragmentumokká való transzmutációja, amelyek felezési ideje általában sokkal rövidebb, és nem rendelkeznek magas α-aktivitással. A föld alatti temetés fő alternatívája a RIT (szétválasztás és transzmutáció) eljárás. Ez a művelet magában foglalja a hosszú élettartamú radionuklidok (beleértve a plutóniumot) eltávolítását a kiégett fűtőelemekből történő kivonással, majd atomreaktorokban történő hasadással vagy bomlással, vagy töltött részecskegyorsítók használatával. A RIT program keretében előállított transzuránok teljes feldolgozásához azonban 40 gyorsneutronreaktorra lesz szükség, és a teljes folyamat több száz évig is eltarthat. Hatékonyabb a plutónium és a kisebb aktinidák égetése speciális gyorsítókban (lásd. előadássorozatunk NUKLEÁRIS IPAR). I.N. Bekman PLUTONIUM Tankönyv 13. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm 13.18 A plutónium elhelyezése a geológiai struktúrákban Feltételezzük, hogy az üvegesített és felhasználásra káros elemekkel szennyezett plutóniumot örök eltemetésre küldik gondosan kiválasztott geológiai területen szerkezetek . Így az emberiség örökre megszabadul a plutóniumtól. Ennek a megközelítésnek a biztonsága azonban számos kifogást vet fel. A tény az, hogy a denaturált plutónium eltemetése (például üvegesített plutónium kutakba helyezése) nem garantálja annak biztonságos tárolását, különösen hosszú ideig, és két problémát vet fel. Az első annak a ténynek köszönhető, hogy az ilyen anyagok hosszú távú és viszonylag olcsó forrása a hasadó nuklidoknak, amelyeket évszázadokon keresztül olyan formában őriznek meg, hogy a plutónium bármikor izolálható belőle nukleáris fegyverek létrehozásához. . Az ártalmatlanítás lényegében a „plutóniumérc” lelőhelye, amely tartalékban van. A második probléma azzal a ténnyel kapcsolatos, hogy az üvegesített plutónium föld alatti hosszú távú tárolása során a boroszilikát üveg fokozatosan kimosódik (a bór aktívan nyeli el a neutronokat - neutronméreg szerepét tölti be), és a keletkező meglehetősen mozgékony plutóniumvegyületek a szilícium elkezd behatolni a környezetbe. Ezt a hatást az anyag szigetelésének a hasadási neutronok általi gyengülése okozza – ez a sugárzás által felgyorsított diffúzió jelensége. Az ilyen plutóniumvegyületek adszorpciójával és koncentrálódásával a befogadó kőzet agyagjain idővel kritikus tömegű plutónium képződhet, amely jelentős erejű önkényes nukleáris robbanáshoz vezethet. Ez akkor fordulhat elő, ha kb. 100 kg szilícium-dioxiddal kevert, gömb alakú 239Pu válik kritikussá kb. 0,5 m sugarú gömbnél (száraz formában, víz jelenlétében a kritikus tömeg nagyságrendű nagyságrenddel kisebb). Fontos, hogy a kialakuló kritikus állapot pozitív visszacsatolást kapjon: a rendszerben az energia felszabadulása olyan változásokhoz vezet, amelyek fokozatosan még nagyobb mértékű energiafelszabaduláshoz vezetnek. Az ilyen rendszerek autokatalitikusak. Ez az ő veszélyük. Csak ha az üveg 1% plutóniumot tartalmaz, a kerámia forma nem lesz kritikus, még további neutronelnyelők nélkül sem. A kritikusság megelőzhető, ha a bórnál kevésbé kioldódó neutronelnyelőket adunk az üveghez, vagy ha a kovakő üvegeket kerámiára cseréljük. A kiégett nukleáris fűtőelemekre vonatkozó hosszú távú nemzetközi politika elismeri annak szükségességét, hogy a tároló létesítmények számát például legfeljebb 25-re korlátozzák a világon. Egy kereskedelmi reaktorból származó kiégett üzemanyagot tartalmazó tárolóban a plutónium teljes mennyisége elérheti a 10 tonnát. Az Egyesült Államokban fejlesztendő tároló kapacitásának növelése lehetővé teszi, hogy egy tárolóba gyűjtsék az összes olyan ország reaktorából származó SNF-et, ahol nem szándékoznak újrafeldolgozni. Egy ilyen nemzetközi tároló létrehozása jelentősen csökkenti az atomerőművek telephelyein lévő tárolókban maradó kiégett fűtőelemek eltávolításának kockázatát. Nem szabad megfeledkezni arról, hogy a természetes energiatartalékok közelgő kimerülése miatt a jövő generációinak elkerülhetetlenül a régi kiégett fűtőelemek és az eltemetett plutónium kitermeléséhez és újrafeldolgozásához kell folyamodniuk. A geológiai tárolóknak biztosítaniuk kell, hogy a föld alatt lezajló természetes folyamatokból vagy emberi beavatkozásból ne kerüljenek ki radioaktív anyagok. Ezek megfigyelésére, az illetéktelen hozzáférés megakadályozása érdekében, javasolt a műholdakról származó fényképek elemzése, valamint a földi helyszínek rendszeres ellenőrzése a nemzetközi ellenőri csoportok által. A tárolót birtokló állam számára a legfontosabb tényezők a kiégett nukleáris fűtőelemek eltávolítására irányuló titkos műveletek lehetséges időtartama és a plutóniumtermelés mértéke. Az ezekre a kérdésekre adott válaszoktól függ a nemzetközi szankciók vagy katonai beavatkozás alkalmazásának lehetősége. Bizonyos potenciális veszélyt jelenthet az országhatárok megváltozása, amikor a plutóniumtároló létesítmények egy másik állam kezébe kerülhetnek. Nem zárható ki annak lehetősége, hogy a nemzetek feletti terrorszervezetek hozzáférést biztosítsanak a tároló létesítményekhez. A kiégett nukleáris fűtőelemek hosszú távú elhelyezésének hívei nem ok nélkül úgy vélik, hogy az üvegesedés formájában további feldolgozáson átesett kiégett fűtőelemek a jelentős mértékű hígulás és a plutónium izolálásának nehézsége miatt kisebb veszélyt jelentenek. Ugyanakkor az ilyen tároló létesítmények viszonylag olcsó plutóniumforrásokká válhatnak, beleértve az ellenséges célokra való felhasználást is. A földalatti geológiai temetkezésekben hosszú távon nem biztosítható megbízható ellenőrzés a tartalom felett, és ennek alapján ez az ártalmatlanítási mód irracionálisnak tekinthető. Amerikai tudósok szerint a Yucca-hegységben (Nevada) található kiégett fűtőelemek tárolójának kidolgozott projektjének megvalósítása során egy ott tárolt konténer visszavételekor 10 tonna 100 kg plutóniumot tartalmazó üzemanyag lesz, amelyből 15-20 robbanófej kerülhet. készült. Glen Seaborg (a plutónium felfedezője) kibékíthetetlen ellenfele volt a kiégett nukleáris fűtőelemek ártalmatlanításának, ami azt a potenciális veszélyt jelentette, hogy a benne lévő plutóniumot katonai vagy terrorista célokra használják fel. Az általa vezetett American Nuclear Society csoport jelentése leszögezi: "... hosszú időn keresztül a plutónium elterjedésének kockázata csak nukleáris üzemanyagként való felhasználással küszöbölhető ki teljesen." 13.19 Az urán-plutónium körforgás kilátásai Térjünk vissza ismét a Fenntartható Fejlődés Koncepciójához és annak követelményéhez a felgyorsított energiafejlesztéshez, következésképpen ahhoz, hogy az összes uránt jó (nem rosszabb, mint katonai) minőségű plutóniummá kell átalakítani. Fontos probléma a nukleáris üzemanyag hatékony újratermelésének megszervezése. Ha a reaktor termikus neutronokon működik (emlékezzünk rá, hogy sebességük kb. 2000 m/s, energiájuk pedig egy elektronvolt töredéke), akkor az uránizotópok természetes keverékéből a plutónium mennyisége valamivel kisebb, mint a „leégett” mennyisége 235U. Egy kicsit, de kevesebb, plusz a plutónium elkerülhetetlen elvesztése a besugárzott urántól való kémiai elválasztás során. Ezenkívül a nukleáris láncreakciót az uránizotópok természetes keverékében csak addig tartják fenn, amíg a 235U kis része el nem fogy. Innen a logikus következtetés: a természetes uránt használó „termikus” reaktor (Candu, Magnox) nem tudja biztosítani a nukleáris üzemanyag kiterjesztett újratermelését. Más a helyzet a 235U izotóppal dúsított üzemanyagot használó gyorsreaktorokkal. Hasonlítsuk össze a nukleáris láncreakció előrehaladását 235U-n és 239Pu-n. Bármely nukleáris üzemanyag legfontosabb jellemzője az egy neutron befogása után kibocsátott neutronok átlagos száma, η. Az uránnal működő „termikus” reaktorokban egy minta figyelhető meg: minden neutron átlagosan 2,08 neutront generál (η = 2,08). Az ilyen reaktorba termikus neutronok hatására elhelyezett plutónium η = 2,03. Egy gyors reaktornál némileg más a helyzet. Felesleges uránizotópok természetes keverékét betölteni egy ilyen reaktorba: láncreakció nem megy végbe. De ha az „alapanyagot” 235U-val dúsítják, akkor „gyors” reaktorban fejleszthető. Ebben az esetben már η = 2,23. A plutónium gyors neutronok általi hasadása η = 2,70-et ad, azaz. „extra teljes neutronok” keletkeznek. Bármely reaktorban egy neutron szükséges a nukleáris láncreakció fenntartásához, 0,1 neutront nyelnek el a létesítmény szerkezeti anyagai, a „felesleget” pedig 239Pu felhalmozására fordítják. Az egyik esetben a „többlet” 1,13, a másikban – 1,60. Egy kilogramm plutónium „gyors” reaktorban való „elégetése” után kolosszális energia szabadul fel, és 1,6 kg plutónium halmozódik fel. Az urán pedig egy „gyors” reaktorban ugyanazt az energiát és 1,1 kg új nukleáris üzemanyagot ad. Mindkét esetben nyilvánvaló a kiterjesztett szaporodás. De nem szabad megfeledkeznünk a gazdaságról sem. A plutónium szaporodási ciklusa több okból is több évig tart. Mondjuk öt. Ez azt jelenti, hogy az évi plutónium mennyisége mindössze 2%-kal nő, ha η=2,23, és 12%-kal, ha η=2,7! A nukleáris üzemanyag tőke, és minden tőkének, mondjuk, évi 5%-ot kell hoznia. Az első esetben nagy veszteségek, a másodikban pedig nagy nyereségek. Ez a primitív példa szemlélteti az η szám minden tizedének „súlyát” az atomenergiában. Valami más is fontos. Az atomenergiának lépést kell tartania a növekvő energiaigénnyel. Ez a feltétel a jövőben csak akkor teljesül, ha η =3. Ha az atomenergia-források fejlesztése elmarad a társadalom energiaigényétől, akkor két lehetőség marad: vagy „lelassítjuk a fejlődést”, vagy más forrásból veszünk el energiát. (Csak az a kérdés, hogy honnan lehet beszerezni?!) A Szovjetunióban 20-30 évvel ezelőtti atomenergia fejlesztésének tervezésekor a plutónium üzemanyagként való felhasználása döntő jelentőséget kapott. Az ötlet az volt, hogy az atomenergia fűtőanyag-potenciáljának növeléséhez nagy urántartalékok hiányában ki kell fejleszteni a nukleáris üzemanyag kiterjesztett reprodukálását, amely gyors tenyésztésre épül. A megfelelő számú tenyésztő jelenléte és a radiokémiai termelés megszünteti a természetes uránkészletek kérdését, a plutónium nemesítői felhasználása pedig meghatározza az atomenergia fejlődését. A nukleáris üzemanyag kiterjesztett reprodukálásának gondolata a csekély urántartalékokkal rendelkező atomenergia széles körű fejlesztését kellett volna biztosítania. Különböző okok miatt ez a gondolat nem valósult meg, de most ismét vissza kell térnünk hozzá. Az olcsó fosszilis tüzelőanyag-források kimerülésével és az égéstermékekkel való környezetszennyezéssel kapcsolatos problémák megoldásában a hagyományos tüzelőanyagok nagyarányú cseréjében nincs igazi alternatíva az atomenergiának, és ezek a problémák az év közepére súlyosbodhatnak. században a népességnövekedés és a fejlődő gazdaságú országok miatt Az előrejelzések szerint zárt üzemanyagciklusú, gyorsreaktorokat vezetnek be az energiaszektorba, amelyek megfelelnek a gazdasági és biztonsági követelményeknek. Ez az emberiség fenntartható fejlődését szolgáló energiaellátás alapjául szolgál majd, radikálisan megoldva az atomfegyverek elterjedésének megakadályozásának problémáját, és hozzájárul a Föld bolygó környezeti állapotának javításához. Ehhez hozzájárul az urán-tórium körfolyamat fejlődése is (lásd a THORIUM-ról szóló áttekintésünket). I.N.Bekman PLUTONIUM Tankönyv 13. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm A főbb követelmények teljesítésének alapvető erőforrása az U-Pu üzemanyaggal működő gyors reaktorokban található egyedi neutrontöbblet. Ennek köszönhetően egy olyan gyorsreaktor megfelelő műszaki koncepciója (üzemanyag, hűtőfolyadék, kialakítás stb.) születhet meg, amely nem tér el túlságosan a meglévő békés és haditechnikától, és következetesen megvalósítja a természetes (bennálló) biztonság elveit. Ez a megközelítés vezetett az ólomhűtéses BREST reaktor koncepciójához. A termikus reaktorok olcsó uránkészletét 10 millió tonnára becsülik, ami energiaegyenértékben kevesebb, mint az olaj és gáz, különösen a szén erőforrásai, így a 235 U reaktorok sem a hagyományos üzemanyag globális fogyasztását, sem az üvegházhatás csökkentését nem tudják jelentősen befolyásolni. gázkibocsátás. Ha az urán ára rendkívül alacsony marad, a gyenge lerakódásokból származó urán felhasználható termikus reaktorokban. De az atomenergia fejlesztéséhez való visszatéréssel, az új lelőhelyek feltárásának és fejlesztésének költségei iránti kereslet növekedésével a „dinamikus bérleti díj” az urán árának többszörös növekedéséhez és az energiaköltséghez való hozzájárulásához vezet. A villamosenergia-termelésben elért részesedéssel a hagyományos, elsősorban könnyűvizes reaktorokat használó atomenergia 40 évig, vagy ennek várható csökkenésével még valamivel tovább fejleszthető, segítve a tüzelőanyag-hiányos országok és régiók problémáinak megoldását. . Magasabb szintű atomenergia fejleszthető gyorsreaktorokkal. A gyorsreaktorok első generációja azonban sokszor drágábbnak bizonyult, mint a termikus reaktorok. A gyorsreaktorok (FR) és a zárt ciklusok a nukleáris fegyverek elterjedésének veszélyével is összefüggésbe hozhatók, ami az Egyesült Államokban, majd Európában is e fejlesztések megtorpanásához vezetett. De BR nélkül az atomenergiát megfosztják komoly kilátásoktól és fő érvektől. Eközben a meglévő nukleáris technológia felhasználásával olyan nukleáris technológia hozható létre, amely megfelel a nagy energiaipar biztonsági és gazdasági követelményeinek. Nagyságrenddel növeli a növekedést a jelenlegi ~350 GW(e) szinthez képest. Az új nukleáris technológia létrehozása új lehetőségeket kínál a fejlődő országok számára, a fejlett országok mély érdeke, és kormányaiknak támogatniuk kell, feltéve, hogy ez egy olyan technológia, amely csökkenti a nukleáris fegyverek elterjedésének kockázatát. A nukleáris energia fejlesztésének hosszú távú forgatókönyve, természetesen nagyon kísérleti jellegű, az ábrán látható. 97. Az 1. görbe a nukleáris energia folyamatos fejlesztését írja le hagyományos típusú, 235 U-os, főként könnyűvizet használó termikus reaktorokkal. Egy 1 GW(e)-enként évi 200 tonna természetes uránt fogyasztó könnyűvizes reaktorral és egy 107 tonnás olcsó uránforrással ezek a reaktorok 5104 GW(e) évet (körülbelül ugyanannyi reaktorévet) fognak termelni. 104 tonna hasadó pu (200 kg/g/1 GW(el)). A jelenleg Franciaországban, Angliában és Oroszországban épült üzemekben kibocsátott Pu újrafelhasználása lehetővé tenné a termikus reaktorok üzemanyag-forrásainak 20-25%-os növelését. A MOX-üzemanyag használatának jelenlegi vesztesége azonban nem ösztönzi ezeknek a termeléseknek a terjeszkedését, és ennek a technológiának az egész világon való elterjedése növeli a nukleáris fegyverek elterjedésének kockázatát. A Pu nem hatékony elégetése a termikus reaktorokban korlátozza annak lehetőségét, hogy a következő szakaszban nagy léptékű atomenergia jöjjön létre a gyorsreaktorokban. Ezért a forgatókönyv azt feltételezi, hogy az első fokozatú termikus reaktorok továbbra is főként nyitott üzemanyagciklusban működnek. Sok fejlődő ország érdeklődik a nehézvizes reaktorok iránt, amelyek lehetővé teszik a természetes urán használatát, és függetlenséget biztosítanak a dúsított urán szállítóitól. Részesedésük növelése az atomenergia első szakaszában (jelenleg körülbelül 5%) némi természetes urán megtakarítást eredményezne (reaktoronként körülbelül 1,5-szer), és a Pu-termelés növekedését (reaktoronként körülbelül kétszeresére) eredményezné. A könnyűvizes reaktorhoz képest 4-6-szor kisebb tüzelőanyag-égetés növeli a kiégett fűtőelemek felhalmozódását és tárolóinak szükségességét, így a nehézvizes reaktorok részarányában jelentős változásra nehéz számítani. Amíg van olcsó urán, nincs szükség a termikus reaktorok átkapcsolására a Th-233U ciklusra. A különféle típusú hőreaktorokat hosszabb távon előnyben részesítik bizonyos energiatermelési ágazatokban: kis- és közepes méretű atomerőművekben (tíz-száz MW (t)) a távoli területek helyi hő- és villamosenergia-szükségleteinek kielégítésére. ahol az erőátviteli vezetékek telepítése és a tüzelőanyag szállítása nehéz és drága, vagy technológiai igények magas hőmérsékletű hőre. Előnyös lesz a jövőben az U árának emelkedésével a termikus reaktorokat átvinni a Th-233U üzemanyagciklusba, amelynek CV ~ 0,8 (2. görbe), a 233U hiányt a BR U-takarós gyártása fedezi. Az atomenergia fő alkalmazási területe továbbra is a több ezer MW kapacitású nagy atomerőművek központosított villamosenergia-termelése marad, amelynek átvitele több száz kilométeren keresztül történik egy milliós lakosságú területen. I.N.Bekman PLUTONIUM Tankönyv 13. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Fig. 97. Hozzávetőleges forgatókönyv az atomenergia-termelő kapacitások növekedésére: 1 – atomenergia fejlesztése 235U-es hőreaktorok (főleg könnyűvíz) felhasználásával; 2 – Th-233U üzemanyagciklusú termikus reaktorok; 3 – gyorsreaktorok (U-Pu); 4 – atomenergia általában (termikus és gyorsreaktorok); 5 – teljes kapacitások (nukleáris és nem nukleáris). A villamos energia továbbra is a leguniverzálisabb és legkényelmesebb átviteli és végső felhasználási forma, termelése gyorsan növekszik, és fontos helyet foglal el az üzemanyag-fogyasztásban (jelenleg körülbelül 1/3). Ezért az atomenergia nagyarányú fejlesztése, amelyet a 3. görbe ábrázol, feltételes kezdéssel 2020-ban, nagy atomerőművek építésével jár. Az ilyen skálák csak a CV≥1-es BR-eken lehetségesek. A könnyű és hővezető nátrium-hűtőközeg használatának fő motívuma az első gyorsreaktorokban az volt, hogy képes volt eltávolítani a nagy hőáramokat a tüzelőanyagból a Pu, T2 duplázódási idejének csökkentésével, ami szükséges a várt magas növekedési ütem eléréséhez. energia, beleértve az atomenergiát is. Most megváltozott a kép. Az energianövekedés üteme lelassult (50 év alatt megháromszorozódó villamosenergia-termelés 2%-os aránynak felel meg), nagy mennyiségű Pu halmozódik fel, így nincs szükség rövid T2-re. Forgatókönyv Fig. KV~1 és közepes energiaintenzitású gyors reaktorokkal is végrehajtható. Az első fokozatú reaktorok kiégett fűtőelemében található 104 tonna Pu és 1,5 104 tonna 235U 4 ezer GW (e) teljesítményű gyorsreaktorok bevezetését teszi lehetővé, először pu-t gyengén dúsított ( 1-4% urán (újradúsított termikus üzemanyag-regeneráló reaktorok). Optimális KVA=1,05 (minimális reaktivitás-változás) mellett a nukleáris teljesítmény eléri a 8 ezer GW(e) értéket a túlzott Pu termelés miatt. Ezért fejlesztésük kizárólag a hatékonyság és a biztonság elérésének van alárendelve. Na cseréje kémiailag passzív, magas forráspontú hűtőközeggel, az urántakaró elhagyása a belső reprodukció biztosítása mellett KV=KVA~1, sűrű és hővezető tüzelőanyag felhasználásával (de nem az energiaintenzitás növelése, hanem a KVA~1 elérése és a reaktivitási tartalékok csökkentése érdekében) oxid helyett üzemanyag felel meg ezeknek a céloknak . Az U-Pu-ciklusban, U-takaró nélküli gyorsreaktorban a felesleges neutronok és a gyors neutronok nagy fluxusa előnyt jelent a gyors reaktoroknak a hosszú élettartamú radionuklidok (mind a saját, mind a termikus reaktorokból származó) transzmutációjában, ami megoldja a rádióhulladékot anélkül, hogy speciális „égetőket” hoznának létre. A tüzelőanyag egyensúlyi összetétele (KVA~1) megteremti az előfeltételeket újrafeldolgozási technológiájának alkalmazásához, amely a hasadási termékekből történő nem túl mély tisztításra vezet, kizárva a plutónium kinyerését a segítségével. Az ilyen technológia alkalmazása a „nem nukleáris” országokban biztosítaná bizonyos fokú függetlenségüket a nukleáris országoktól, anélkül, hogy megsértené a nemzetközi non-proliferációs rendszert, amely minden esetben megköveteli az üzemanyaglopások visszaszorítását és az illegális termelő létesítmények létrehozását. feldolgozásához. Így az U-Pu ciklusban a gyorsreaktorok kiválasztása a nagyüzemi atomenergia alapjául, amelyet alapítói még a huszadik század 40-50-es éveiben választottak, új körülmények között is helytálló marad, azonban ezek a feltételek és a a felhalmozott tapasztalatok új megközelítést igényelnek létrehozásukhoz. Tehát akár tetszik valakinek, akár nem, a század közepétől az atomenergia gyorsreaktorokra fog váltani, és az összes (elsősorban szegényített) uránt nagy izotóptisztaságú (nem rosszabb, mint a fegyverminőségű) plutóniummá alakítják át, majd ezt követően. égetés lassú és gyors reaktorokban (a plutónium végső eliminációja gyors reaktorokban történik uránmentes üzemanyaggal). Az ilyen energia biztonságát a hírszerzés és a nemzetközi rendőri erők fogják biztosítani.

I.N.Bekman PLUTÓNIUM Tankönyv

BEVEZETÉS

A plutónium az első ember által mesterségesen előállított elem. Elég
gyorsan bebizonyosodott, hogy a nukleáris ipar egyik legfontosabb alkotóeleme. Tovább
minden modern atomfegyver erre épül, és izotópjai széles körben elterjedtek
elektromos energia, hő, fény és ionizáló forrásokban használják
sugárzás. Egy nagy atomerőmű fejlesztésének kilátásai a plutóniumhoz kapcsolódnak.
energia. Megtalálta a helyét az orvostudományban. De a neve is, utalva
Az alvilágba és a pokolba is igazol minket. És nem csak a tetteiddel
Nagaszakiban... Sokan szeretnének a lehető leggyorsabban megszabadulni tőle, és -
örökké.
94
Pu
PLUTÓNIUM

5f67s2

2
8 24
32 18
82

Plutónium (lat. Plutónium), Pu, radioaktív kémiai elem,
A periódusos rendszer III. csoportja, rendszáma 94, atomtömege 244;
az aktinidák közé tartozik, és nincsenek stabil izotópjai. Első
mérhető módon nyert mesterséges elem
mennyiségek (1942). A plutóniumot azután találták meg a természetben
mesterségesen szintetizálva. Jelenleg a csoporthoz tartozik
az elemek periódusos rendszerének aktinidái.

Elemek periódusos rendszere
H
Ő
Li Be
B C N O F Ne
Na Mg
Al Si P S Cl Ar
K Ca Sc Ti V Cr Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se Br Kr
Rb Sr Y Zr Nb Mo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn Sb Te I Xe
Cs Ba * Hf Ta W Re Os Ir Pt Au Hg Tl Pb Bi Po At Rn
Fr Ra ** Rf Db Sg Bh Hs Mt Ds RgUubUutUuquUupUuhUus Uuo
* La Ce Pr Nd Pm Sm Eu Gd Tb Dy Ho Er Tm Yb Lu
** AcTh Pa U Np Pu AmCmBk Cf Es Fm Md No Lr
A világ a város atombombázása után értesült a plutónium felfedezéséről.
Nagaszaki 1945. Egyetlen más elem sem vált ilyen hirtelen ismertté és
ilyen drámai körülmények között. Ráadásul egyetlen elem sem rendelkezik
olyan kivételes tulajdonságokat. Elég azt mondani, hogy hat van
allotróp módosulások viszonylag kis hőmérsékleti tartományban - től
szobahőmérsékleten 640°-os olvadáspontig. A fémnek is van
egyedülálló tulajdonsága, hogy a hőmérséklet emelkedésével észrevehetően zsugorodik
viszonylag széles hőmérsékleti tartomány. A plutónium erősen mérgező. Neki
sok izotóp és szinte mindegyik hasadó.
A plutónium izotópok nukleáris robbanások során keletkeznek, de a fő módszerek
szintézis két csoportja technikák: használata töltött részecskék nagy
energia, például a ciklotronban felgyorsított deuteronok és hélium ionok, ill
nukleáris reakciók alkalmazása az önfenntartó láncnukleáris folyamatokban
reaktorok.
Ebben az áttekintésben (oktatási anyag a Moszkvai Állami Egyetem radiokémikus hallgatóinak és a
a NUKLEÁRIS SZFÉRA internetes oktatási rendszerének valamennyi résztvevője) megfontoljuk
izotópok nukleáris, fizikai, kémiai, mechanikai és toxikus tulajdonságai
plutóniumot, és röviden tárgyalja előállításuk és alkalmazásuk módszereit
az ipar, az energia, a tudomány és az orvostudomány, és megvitatják ennek módszereit is
minőségi és mennyiségi elemzés különböző környezetekben. Fő figyelem
Koncentráljunk az urán-plutónium körforgásra és annak fejlődési kilátásaira.
A fő figyelmet a következő rendelkezésekre kell fordítani:
- A világ atomerőművei által termelt energia egyharmada plutóniumból származik, amely az atomreaktorokban képződik.
nukleáris reakciók mellékterméke.
- A plutónium egykor létezett a földkéregben, de mára gyakorlatilag nyoma sem maradt.

Most a bioszférában
található
néhány
plutónium,
évi nukleáris fegyverkísérletek eredményeként
I.N.Bekman
PLUTÓNIUM
Oktatási tonna
juttatás
http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm
1950-es és 1960-as évek.
- A plutónium radiológiailag veszélyes, különösen belélegezve, ezért nagyon óvatosan kell vele bánni
Vigyázat.
- A fegyverekből és az atomreaktorok kiégett fűtőelemeiből kinyert plutónium válhat belőle
erőteljes energiaforrás, ha beépíthető a nukleáris üzemanyag-ciklusba.
A plutónium egyedülálló nukleáris, fizikai, kémiai és radiológiai elem
tulajdonságait. Ebben az oktatóanyagban megpróbáljuk bemutatni, hogyan használják ezeket a tulajdonságokat.
ennek az elemnek, vegyületeinek és ötvözeteinek szintézisében, fegyverekben, energiában és gyógyászatban, valamint
annak ártalmatlanítása. Szó lesz a Koncepció jelenlegi ellentmondásáról is
fenntartható fejlődés, amely megköveteli az összes energiafajta termelésének bővítését, beleértve a nukleáris, ill
ezért plutónium termelés (plutónium üzemanyagként való felhasználása atomerőművekben)
a reaktorok több mint 100-szorosára növelik a világ uránégetéséből származó energiatartalékait), és a koncepció
nemzetközi biztonság, amely előírja a plutónium eltávolítását az üzemanyagciklusból, és annak teljessé tételét
megsemmisítés.

1. A MEGNYITÁS TÖRTÉNETE

1940-ben E. MacMillan és P. Abelson kísérleteket végeztek a Sugárlaboratórium ciklotronján
Lorenz (Kaliforniai Egyetem, Berkeley) felfedezte a neptunium képződését a besugárzott uránban
a berilliumban a deutériumionok által generált neutronok nagy energiákra gyorsultak fel. (További részletekért lásd
tankönyv NEPTUNIUM). Kiderült, hogy a 239U β-bomlása során keletkezett 239Np
a sor β-bomláson megy keresztül, azaz. egy cellával jobbra lévő elemhez megy (most
nevezzük plutóniumnak). Az új elemet azonban nem tudták azonosítani annak hosszú ideje miatt
felezési idő és alacsony fajlagos aktivitás. Ezt ugyanazon egyetem radiokémikusai végezték
Glenn Seaborg irányításával.
A vizsgálat során azonosították a plutónium első, 238-as tömegszámú izotópját
Seaborg csoportja a neptunium indikátormennyiségének kémiai tulajdonságairól.
1940 őszén Glenn Seaborg, a Kémiai Tanszék vezetőjeként
A Kaliforniai Egyetem (Berkeley), a közelmúltban végzett KU-t végzett Arthur Wahl (in
az orosz irodalomban vagy Val, Walkh, vagy Vol néven írják, ne csodálkozz!)
szakdolgozat a 93-as elem nyomai kémiai tulajdonságainak vizsgálatának lehetőségének mérlegelésére
(neptúnium), keresse meg és azonosítsa a 94-es elemet (plutónium). A munkát Jánossal együtt végezték
Kennedy, aki egyben a Kémiai Tanszék egyik vezetője is volt. A kísérlet során az urán-oxidot közvetlenül besugározták a Berkeley-ciklotronnál gyorsított deuteronokkal.
Hivatalos felfedezés a 238Pu plutónium izotópról, amelynek felezési ideje ~90 év (86,4 g),
Glenn Seaborgnak, Edwin McMillannek, John Kennedynek tulajdonítható
(Kennedy) és Arthur Wahl. Egy évvel később egy másik izotópot fedeztek fel - a 239Pu-t, amelynek T = ~24 000 év. 1951-ben
Seaborg és Edwin McMillan megkapta a kémiai Nobel-díjat „a területen végzett felfedezéseikért
transzurán elemek kémiája". (Mellesleg Seaborg az egyetlen vegyész
szabadalom birtokában egy elem felfedezésére, sőt kettő: americium és curium).
Fénykép. Glenn T. Seaborg (1912. 04. 19. - 1999. 02. 25.) amerikai kémikus és fizikus -
a Berkeley Egyetem plutóniumot előállító kutatócsoportjának vezetője.
Kémiai Nobel-díjas (1951).
Megjegyzés. Amikor a Svéd Tudományos Akadémia 1951-ben kihirdette a díjat
Kémiai Nobel-díjat kapott E. McMillan és G. Seaborg a területen végzett felfedezésekért
a transzurán elemek kémiája, sokan úgy döntöttek, hogy két kaliforniai professzor
együtt dolgoztak. Seaborg és MacMillan azonban soha nem voltak teljes mértékben együttműködők.
a szó értelme. Sőt, Macmillan úttörő dicsőséggel bír, és
Seaborg - a megkezdett munka folytatója.

Az elem nevét 1948-ban javasolták: MacMillan hívta
az első transzurán elem a neptunium, mivel a Neptunusz bolygó az első az Uránuszon túl. Által
Analógia alapján a 94-es elemet plutóniumnak nevezték el, mivel a Plútó bolygó a második az Uránusz után. Plútó,
1930-ban nyílt meg, nevét Plútó (más néven Hádész) isten - az alvilág uralkodója - nevéről kapta
halott a görög mitológia szerint.
A 19. század elején Clark cambridge-i professzor javasolta a bárium átnevezését plutóniumra.
azzal érvelve, hogy a bárium egyáltalán nem nehéz, ahogyan a görög neve is mondja, és mi több, a
elektrolízissel nyerik, ami azt jelenti, hogy a névnek tüzet kell tartalmaznia, egy igazi tüzes hiénát,
azok. a pokol és a főnöke Plútó isten. Ezt a javaslatot azonban nem fogadták el. Egyébként az elem szimbólum
helytelen - Pl kellene, de Seaborg a Pu-t választotta, emlékezve egy gyerek felkiáltására, aki valamit szagolt
undorító: "Bepisiltem magam!" ("Pe-yoo!"). Seaborg arra számított, hogy kezdeményezését ellenségesen fogadják, de
Az Elemnévadó Bizottság hozzászólás nélkül egyetértett. Manhattan alatt
a plutónium projektet a titkos dokumentumokban „49-es elemnek” nevezték: 4 – az utolsó
az elemszám számjegye a periódusos rendszerben (94), a 9 az utolsó számjegy
fegyver-minőségű plutónium-239 atomtömege.
Rizs. 1. A világ első 520 milligramm fémes plutónium,
producer: Ted Magel és Nick Dallas
Los Alamos 1944.03.23.
238U oxid (U3O8) bombázása gyorsított deuteronokkal először
1940. december 14-én egy 60 hüvelykes ciklotronban 22 MeV energiára hajtották végre. Előtt
Mielőtt eltalálták volna az uráncélt, a deuteronok áthaladtak a 0,002 hüvelykes alumíniumfólián.
A 93-as elem (neptunium) gondosan elkülönített frakciója α-aktivitást, abszorpciós görbét tartalmazott

I.N.Bekman PLUTONIUM Tankönyv 1. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm

Ami az alumíniumban észrevehetően eltért a 2,3 napos 93238 izotóp mintájának abszorpciós görbéjétől,
azonos körülmények között nyert. Ezután az α részecskék számának növekedését találták, ami okozhatja
94-es elem (plutónium), amely a 93-as kétnapos elem leányterméke. Fizikai és
a kémiai kutatás két hónapig tartott, és 1941. február 24-én döntő kísérleteket végeztek
a feltételezett 94 elem oxidációja peroxid-diszulfát ionok és ezüstionok felhasználásával
katalizátor.
Az izotóp azonosítása azt mutatta, hogy a 92 U 238 (d ,2n)93 Np 239 reakció megy végbe:

U+12H → 239
93 Np + 2n
a neptúnium-239 izotóp későbbi bomlásával:
β − 2,1 nap
α, 86, 4 év
239
⎯→238
93 Np ⎯⎯ ⎯
94 Pu ⎯⎯ ⎯⎯→
1940 májusában Lewis Turner megjósolta a plutónium tulajdonságait.
1941-ben és 1942 elején a kémiai tulajdonságait
plutónium indikátor mennyiségekkel. Azt találták, hogy a legmagasabb oxidációs állapot lehet
A legalacsonyabb oxidációs állapotot oxidálószerekkel, például perszulfáttal kezeljük jelenlétében
ezüstionok, kálium-bikromát vagy permanganát. A plutónium legalacsonyabb vegyértékű állapotát úgy kapjuk meg
redukció kén-dioxiddal vagy bromidionnal. A vizes oldatokban lévő plutónium nem
a cink fémmé redukálja, és a plutónium nem képez illékony tetroxidot.
A plutónium stabil legalacsonyabb állapota négy vegyértékű, mivel együtt kicsapódik a Th(JO3)4-gyel. Mert
Éteres extrakcióval nagy mennyiségű uranil-nitrátot választottak el a plutóniumtól.
Kiderült, hogy a plutónium a legmagasabb vegyértékű uránhoz hasonlít a hat vegyértékű uránhoz, legalacsonyabb fokában pedig a négy vegyértékű uránhoz és a tóriumhoz.
1941-ben nagy mennyiségű uránsó besugárzásával gyors neutronokkal
A ciklotronnál a plutónium egy fontosabb izotópját, a 239Pu-t kapták, amelynek felezési ideje 24 000 év.
Kennedy, Seaborg, Wahl és Segre 239Pu-t talált 239 Np bomlástermékként. A 239 Np eléréséhez 1,2 kg-ot vettünk fel
uranil-nitrát, egy 60 hüvelykes ciklotron berillium célpontja mögött elhelyezett nagy paraffinblokkban elosztva, és két napig besugározva deuteronsugárral nyert neutronokkal.
A neutronnal besugárzott uranil-nitrátot üvegkivonó üzemben dolgozták fel, a
extrahálószerként dietil-étert használunk. A 239Np-t redox ciklussal izoláltuk. Hordozóanyagként lantán- és cérium-fluoridokat használtak; eltávolításához
Az uránmaradványok esetében az újrakicsapás folyamatát hatszor megismételték. 1941. március 28-án bebizonyosodott, hogy a 239Pu
lassú neutronok által hasadáson megy keresztül, amelyek keresztmetszete meghaladja a 235 U keresztmetszetet, és
A hasadási folyamat során keletkező neutronok alkalmasak későbbi hasadási események előidézésére, pl.
lehetővé teszi számunkra, hogy számoljunk egy nukleáris láncreakció megvalósításával. A munka azonnal megkezdődött
plutónium atombomba létrehozása.
A Kaliforniai Egyetemen 1941-42-ben végzett kutatások lehetővé tették a felhalmozódást
jelentős adatok a plutónium kémiai tulajdonságairól, és 1942-ben tiszta vegyületet kaptak
plutónium
A plutónium történetének következő szakasza a nagy mennyiségben történő előállításához kapcsolódik, amely azzá vált
az urán-grafit atomreaktor 1942. december 2-i felépítése és elindítása után lehetséges, amelyet Fermi és Szilárd hajtott végre,
amelyről kiderült, hogy a termikus neutronok erőteljes forrása. A 239Pu izotóp szintetizálásához kettő
nukleáris reakciók:
235

238
U + n → 239 U → 239 Np → 239 Pu
A reaktor fémurán-, urán-oxid-blokkokból állt (mind természetes izotóp összetételű)
és grafit. alatti teniszpályán a kohászati ​​laboratórium munkatársai építették a reaktort
a University of Chicago Stadionban áll. Mivel a hűtés és védelem a
sugárzás esetén a teljesítményt 0,5 wattra korlátozták (néha több száz watt). Ez az erő teljesen elegendő
jelentős mennyiségű plutónium előállítása ahhoz képest, amit elő lehet állítani
bombázás a ciklotronnál. Ezt a reaktort leszerelték és újra összeszerelték Argonne-ban
kohászati ​​laboratóriumban, ahol intenzívebben dolgozott, de a fegyverek fejlesztésén dolgozott
soha nem használtak plutóniumot.
238
92

I.N.Bekman PLUTONIUM Tankönyv 1. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm

Rizs. 2. Az első ipari urán-grafit reaktor Hanfordban (Washington állam, USA).
A plutónium első tiszta kémiai vegyületei, hordozóanyagoktól és egyéb anyagoktól mentesek
idegen szennyeződések, amelyeket 1942. augusztus 18-án Cunningham és R. Werner nyert plutónium feldolgozásával
koncentrátum 10 mg ritkaföldfémben (Ce4+, La3+). A Pu(OH)4-hidroxidot 5 mennyiségben lehetett szintetizálni
mcg, kettős fluorid 239Pu és jodát 239Pu. Megtörtént a tiszta plutóniumvegyület első mérése
1942.09.10., amikor 2,77 µg plutónium-oxidot mért le Canningen és Werner. Első
nagyszabású műveletek a plutónium leválasztására több száz fontnyi besugárzott urántól
ciklotronokat a Kaliforniai és Washingtoni Egyetemen 1942 nyarán Komen és
Jaffe. A plutóniumot dietil-éteres extrakcióval választották el az urántól és a hasadási termékektől.
A plutónium végső tisztítását lantán-fluoridos módszerrel végeztük.
E műveletek eredményeként több száz mikrogramm plutóniumot nyertek. 1943 őszéig
a ciklotron bombázás volt az egyetlen plutóniumforrás, és a kutatás teljes ideje alatt tól
A plutónium felfedezésének kezdete óta körülbelül 2000 mcg vagy 2 mg plutóniumot sikerült előállítani. Radiokémikus kutatás
megteremtette az alapot a plutónium és az urán elválasztására szolgáló eljárás továbbfejlesztéséhez és
hasadási termékek ipari körülmények között.
Amikor grammos mennyiségű plutónium elérhetővé vált, a fő kutatást Los Alamosba helyezték át.
Az első plutóniumot előállító reaktor az Oak Ridge (Tennessee) reaktor volt.
tonna fémuránt tartalmaz. Az uránt el lehet távolítani, és újjal helyettesíteni. A reaktort lehűtötték
levegő befújás. 1943 októberében dobták piacra, és 1944 januárjában milligrammos mennyiséget gyártott
plutóniumot, és 1944 februárjában grammban szállította.
A Handworth-i üzemben (Washington állam), 1944 végén indították, hűtötték
vízi urán-grafit reaktorok. Ez az üzem 1945 elején kezdett plutóniumot termelni. A különbség a méretekben van
a laboratóriumi vizsgálatok és az első hanfordi üzem között 109-es tényezőre becsülték.
A kialakult termelés 1945. február 2-án lehetővé tette a plutónium beszerzését a megfelelő mennyiségben
több atombombát készít.
Hazánkban a fegyveres minőségű plutónium története 1946 decemberében kezdődött, amikor Moszkvában, a területen
A 2. számú laboratóriumot (ma „Kurchatov Intézet” Állami Tudományos Központ) Pokrovszkij-Stresnevoban hozták létre.
az I. V. Kurchatov F-1-es kis atomreaktor vezetése. A besugárzott anyagok kémiai feldolgozása
reaktor uránblokkok - 100 mm hosszú és 32 vagy 35 mm átmérőjű rudak alumínium héjban -
először az U-5 rendszeren tesztelték a közeli Research Institute-9-ben (jelenleg Szövetségi Állami Egységes Vállalkozási Szervetlen Kutatóintézet
névre keresztelt anyagok A.A. Bochvara). Ezután a Cseljabinszk melletti Kyshtym városától nem messze beindították a 817-es számú üzemet.
(jelenleg PA "Mayak"), amely három üzemet tartalmazott: "A" - atomreaktor, "B" - radiokémiai
üzem és „B” – kohászati ​​üzem. Az első ipari atomreaktor teljes kapacitással kezdett működni
teljesítmény 1948. 06. 22., a „B” üzemben a besugárzott blokkok feloldása 1948. 12. 22-én kezdődött, és az első öntvény
A mindössze 8,7 g tömegű fémes plutóniumot a plutónium-klorid redukálásával nyerték az üzemben
"B" 1949.04.14. Az RDS-1 atombomba gyártásához használt plutónium két közös félgömbből állt
6 kg súlyú, vékony nikkel filmmel bevonva. 1949 közepén az Arzamas-16-ba (KB-11,
most az Összoroszországi Kísérleti Fizikai Kutatóintézet), majd a szemipalatyinszki teszthelyre. Csak a gyakorlótéren
a bomba végső összeszerelése: középső részébe polónium-berillium forrást helyeztek el
neutronok. Az első próbarobbanást 1949. augusztus 29-én hajtották végre.

I.N.Bekman PLUTONIUM Tankönyv 1. fejezet http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm

Besugárzott uránblokkok kémiai feldolgozása (alumínium tartályokba zárva)
ezek feloldásából, az urán és a plutónium leválasztásából állt a radioaktív termékek nagy részétől
hasadás, az urán és a plutónium szétválasztása és vegyületeik tiszta formában történő izolálása. Plutónium tartalom benne
A besugárzott blokkok 100-200 g/tonna urán volt. A blokkok erősen radioaktívak voltak és zárva voltak
nagyszámú γ-kibocsátó (egyes radiokémiai eszközök belső felülete
A növény annyi radioaktív anyagot szív fel, hogy gyenge, de észrevehető fényt bocsátott ki a sötétben).
A blokkokat salétromsavban oldottuk fel. A folyamatot barna mérgező gőzök szabadulása kísérte
nitrogén-oxidok és jód, kripton és xenon radioaktív izotópjai. Az oldatok mennyiségének csökkentése érdekében
Először az alumíniumot gyenge savban feloldottuk, majd a koncentrációt növeltük és oldatba vittük
Uránusz. A plutóniumot nitrátoldatokból kicsapásos módszerekkel vonták ki. A koncentráció óta
Az elsődleges oldatban nagyon alacsony volt a plutónium, uranil-acetáttal és trifluoriddal együtt kicsapták
lantánnal, ismét feloldotta a csapadékot, és fokozatosan növelte az oldatok koncentrációját. Ugyanakkor bemutatkoztak
oxidálószereket vagy redukálókat, és a plutóniumot egyik vagy másik oxidációs állapotba vitték át. Tovább
ló

Méret: px

Kezdje a megjelenítést az oldalról:

Átirat

1 A tartalomhoz I.N. Beckman SZINERGETIKA 2. előadás. Dinamikus rendszerek Tartalom 2.1 Rend és káosz 2.2 Komplex rendszerek típusai 2.3 Determinisztikus káosz felfedezése 2.4 Dinamikus rendszerek elméletének elemei 2.5 Példák dinamikus rendszerekre determinisztikus káosszal A szinergetika a komplex rendszerek elméletének rövid neve, elsősorban dinamikus (rendezett vagy ilyen vagy olyan kevésbé kaotikus). A világban rend és rendezett struktúrák vannak, rendezetlenség és véletlenszerű jelenségek, káosz van, i.e. abszolút káosz. Determinisztikus káosz is van, i.e. zavar, többé-kevésbé rendezett, véletlenszerű folyamatokkal, amelyek részben előre meghatározottak, sőt természetesek. A dinamikus káosz iránti érdeklődés annak köszönhető, hogy ez a jelenség nagyon eltérő fizikai természetű nemlineáris rendszerekben fordul elő, és számos gyakorlati alkalmazásra talál. Kaotikus rezgések előfordulhatnak szigorúan determinisztikus rendszerekben, de számos olyan tulajdonságuk van, amelyek a véletlenszerű rezgésekhez hasonlóvá teszik őket. Az összetett, szélessávú jelek új osztályát alkotva, amelyek könnyen megvalósíthatók elektronikus áramkörökben, a rádiótechnikában azt állítják, hogy a titkos kommunikációs rendszerek információhordozói. Ebben az előadásban minőségi szinten megvizsgáljuk a determinisztikus káosz jellemzőit a dinamikus (disszipatív) rendszerekkel kapcsolatban. 2.1 Rend és káosz A természetben és a társadalomban folyamatos harc folyik a rend és a káosz között. A rend valami harmonikus, elvárható, kiszámítható állapota vagy elrendezése. A rendezettség egy szerkezet jellemzője, amely jelzi elemei kölcsönös konzisztenciájának mértékét. Ebben az előadásban a rend (determinizmus) azt a képességet jelenti, hogy a kezdeti feltételek alapján bármikor egyértelműen megjósolható egy rendszer állapota. A káosz egy dinamikus rendszer periodikus determinisztikus viselkedése, amely nagyon érzékeny a kezdeti feltételekre. A kaotikus dinamikus rendszer peremfeltételeinek végtelenül kicsiny megzavarása a fázistérben a pálya véges változásához vezet. A káoszt tekintjük a rendetlenség korlátozó esetének. Továbbá a káosz számunkra a rendszer teljes kiszámíthatatlanságát, szabálytalan mozgását és nem ismétlődő pályáit jelenti majd. Általában világos rend van, az események változása a minket körülvevő térben és időben, egy bizonyos rendnek alávetve. A dinamikus rendszerek elméletében a rendet determinisztikus folyamatként értjük, azaz. olyan folyamat, amelynek minden lépését bizonyos jól ismert minták előre meghatározzák, így a rendszer fejlődése 100%-os valószínűséggel előre jelezhető. A kaotikus folyamat véletlenszerű, és nem irányítható. Egy ilyen folyamat kifejlődését nem lehet előre megjósolni, csak azt a kérdést lehet felvetni, hogy milyen valószínűséggel alakul ki fejlődésének egyik vagy másik változata. Példák a kaotikus folyamatokra: labda dobása rulettkerékben, Brown-mozgás

2 részecskék a „szomszédok” véletlenszerű becsapódása alatt, véletlenszerű turbulenciaörvények, amelyek akkor keletkeznek, amikor egy folyadék kellően nagy sebességgel áramlik, a vonatok akkor mennek, amikor akarnak és ahová akarnak. A káosz egyik fontos típusa a fehér zaj (zajkáosz vagy töredékzaj). A zaj különböző fizikai természetű véletlenszerű rezgések, amelyeket időbeli és spektrális szerkezetük összetettsége jellemez. Lehet álló vagy nem álló. A fehér zaj stacionárius zaj, amelynek spektrális komponensei egyenletesen oszlanak el a teljes érintett frekvenciatartományban. A fehér zajra példa egy közeli vízesés hangja. Nevét a fehér fényről kapta, amely az elektromágneses sugárzás teljes látható tartományában frekvenciájú elektromágneses hullámokat tartalmaz. Különbséget kell tenni a véletlenszerű és a kaotikus mozgások között. Az első kifejezés olyan helyzetekre vonatkozik, amikor a ható erők ismeretlenek, vagy a paraméterek néhány statisztikai jellemzője ismert. A "kaotikus" kifejezést azokban a determinisztikus problémákban használják, ahol nincsenek véletlenszerű vagy előre nem látható erők vagy paraméterek, és amelyek mozgási pályája erősen függ a kezdeti feltételektől. Rizs. 1. a Egy labda mozgása többszöri ütközés után egy elliptikus biliárdasztal oldalaival. Ez a mozgás leírható egy diszkrét számkészlettel (s i, j i), amelyet leképezésnek nevezünk; b egy részecske mozgása egy pár potenciális kútban periodikus gerjesztés hatására. Bizonyos körülmények között a részecske periodikusan balról (L) jobbra (R) és visszaugrik: LRLR... vagy LLRLLR... stb. Más körülmények között az ugrások kaotikusak, pl. az L és R karakterek sorrendje rendezetlen. A káosz klasszikus példái a szerencsejáték. A szerencsejáték azonban nem determinisztikus folyamat, mivel sok véletlenszerűséggel jár. Bár a kaotikus dinamikus rendszerek elmélete a valószínűségszámítás módszereit alkalmazza, nem része a matematikai statisztikáknak. A káosz egy véletlenszerű folyamat, amely dinamikus rendszerekben figyelhető meg, amelyeket nem befolyásol a zaj vagy bármilyen véletlenszerű erő. Kiderült, hogy sok teljesen determinisztikus rendszer kaotikus, kiszámíthatatlan viselkedést mutathat. A "véletlenszerű" folyamat egy vagy több egyszerű differenciálegyenlet megoldásának bizonyul. Ez felveti a determinisztikus kaotikus rendszerek hosszú távú viselkedésének kiszámíthatatlanságát és a statisztikai leírás alkalmazásának szükségességét. ábrán. Az 1. ábra két példát mutat olyan mechanikai rendszerekre, amelyek dinamikája kaotikus. Az első példa egy kísérlet egy elliptikus biliárdasztal oldaláról eltaláló és onnan pattanó labdával. Ha az ütközések rugalmasak, akkor az energia megmarad, de elliptikus asztaloknál a labda az asztal körül vándorol, és soha nem ismétli meg a pályáját. Egy másik kísérlet egy golyó két kútból álló potenciálban. Ha az asztal, amelyen a készülék áll, nem rezeg, akkor egy ilyen golyónak két egyensúlyi állapota van. Ha azonban az asztal oszcillál, és megfelelően nagy amplitúdójú periodikus mozgást végez, a labda véletlenszerűen ugrál egyik lyukból a másikba; Így ennek a frekvenciának az időszakos kitettsége rendezetlen választ okoz széles frekvenciatartományban. A hatásfrekvencia alatt elhelyezkedő folytonos frekvenciaspektrum gerjesztése a kaotikus rezgések egyik jellemzője (2. ábra). Rizs. 2. A kaotikus mozgás teljesítményspektruma (Fourier-transzformáció) egy pár potenciálkútban. A kaotikus rendszerek másik tulajdonsága az információvesztés a kezdeti feltételekről. Hagyja a koordinátát

A 3-at Dx, a sebességet pedig Dv pontossággal mérjük. Osszuk fel a koordináta-sebességsíkot (fázissíkot) DxDv területű cellákra (3. ábra). De ha a rendszer kaotikus, akkor ez a bizonytalanság idővel nő, és az N(t) sejt méretére nő (3. ábra). A ht N» N0e, (1) törvény által leírt bizonytalanság növekedés a kaotikus rendszerek második jellemző tulajdonsága. A h konstans az entrópiához (információelmélet) és a Ljapunov-kitevőhöz (a rendszer közeli pályáinak eltérésének sebességének mértéke) kapcsolódik. Rizs. 3. Növekvő bizonytalanság vagy információvesztés illusztrációja egy dinamikus rendszerben. A t=t 0 időpontban árnyékolt négyzet a kezdeti feltételek ismeretében mutatkozó bizonytalanságot mutatja. A végletek: rend és káosz között a determinisztikus (bizonyos mértékig rendezett) káosz hatalmas területe található. A determinisztikus káosz korlátozott véletlenszerűségre utal, és rövid időre előre megjósolható. Emlékezzünk vissza, hogy a determinizmus elve kimondja: ha ismerjük egy rendszer jelenlegi állapotát és fejlődésének törvényeit, akkor megjósolhatjuk ennek a rendszernek a jövőbeli viselkedését. Példa: a klasszikus newtoni „mechanikus” Univerzum, amelyben a bolygók helyzete olyan, mint egy többmutatós óra mutatóinak mozgása. Itt egyértelműen megjósolják a jövőt. A természetben azonban vannak olyan rendszerek, amelyek newtoni értelemben teljesen determinisztikusak, de jövőjük bizonyos paramétertartományban elvileg nem számítható ki. Ezt a jelenséget determinisztikus káosznak vagy káoszelméletnek nevezik. A determinisztikus káosz alatt azt a rendszert értjük, amely kaotikusan viselkedik zaj és véletlenszerűség nélkül. Tekintsünk olyan helyzeteket, amikor egy véletlen folyamat determinisztikussá válik, és a determinisztikus folyamatban véletlenszerű, kaotikus viselkedés elemeit észleljük. Ilyen rendszerek például a légkör, a turbulens áramlások, a szívritmuszavarok bizonyos típusai, a biológiai populációk, a társadalom mint kommunikációs rendszer és alrendszerei: gazdasági, politikai és egyéb társadalmi rendszerek, részben kristályos polimerek stb. A determinisztikus káosz tipikus példája hegyi patakok vize. Ha két levelet dobsz ebbe a folyóba, egymás után, akkor a folyásirányban nagy valószínűséggel távol kerülnek egymástól. Egy ilyen rendszerben a kezdeti feltételek kis eltérése (a levelek helyzete) nagy különbséget eredményez a kimenetben. Megjósolhatjuk egy biliárdjáték kimenetelét? Nem! Még az a probléma is, hogy egy tökéletesen vízszintes asztalon egy biliárdlabda visszapattan a deszkákról, feloldódik a bizonytalanságban, a labda a deszkához közeli szög mérésének pontatlansága miatt a legelején. Egy determinisztikus rendszer viselkedése véletlenszerűnek tűnik, bár determinisztikus törvények határozzák meg. A káosz megjelenésének oka a kezdeti feltételek és paraméterek instabilitása (érzékenysége): a kezdeti állapot kismértékű időbeli változása tetszőlegesen nagy változásokhoz vezet a rendszer dinamikájában (4. ábra). Mivel egy fizikai rendszer kezdeti állapota nem adható meg teljesen pontosan (például a mérőműszerek korlátai miatt), ezért mindig figyelembe kell venni a kezdeti feltételek valamely (bár nagyon kicsi) régióját. Ha a tér korlátozott tartományában mozog, a közeli pályák időbeli exponenciális eltérése a kiindulási pontok keveredéséhez vezet az egész régióban. Ilyen keverés után nincs értelme a részecske koordinátájáról beszélni, de meg lehet találni annak valószínűségét, hogy egy adott ponton van.

4 Fig. 4. Stabil és instabil rendszerek. Az instabil dinamikus rendszerre példa Heinrich Lorentz (1902) kétdimenziós gáza. A síkban véletlenszerűen szétszórt, azonos sugarú szóródó körökből és egy anyagi pontból (részecskéből) áll, amely állandó sebességgel mozog közöttük, és minden alkalommal tükröződést tapasztal ütközéskor. Egy ilyen rendszer instabilitása egyazon pontból kiinduló részecske két közeli pályájának figyelembevételével igazolható. ábrából Az 5. ábrán látható, hogy két szórási aktus után a pályák közötti, kezdetben 1-nél kisebb szög nagyobb lesz π/2-nél: a kezdetben közeli pályák nagyon gyorsan eltérnek, azaz. a részecske „elfelejti” a kezdeti feltételeket. (A „feledés” azt jelenti, hogy a kezdeti feltételek kis eltérései mellett a pályák statisztikai tulajdonságai nem változnak). Rövid időn belül a rendszer viselkedésének előrejelzése még lehetséges, azonban egy bizonyos ponttól kiindulva statisztikai megközelítést kell alkalmazni. Rizs. 5. „Memóriavesztés” és a közeli pályák eltérése a mozgás instabilitása következtében kétdimenziós gázban G. Lorentz. Fontos körülmény az a tény, hogy a káoszban a rend mértéke sokszor kiszámítható. A mértéket a fraktálok geometriája adja. Ezzel a kurzus következő előadásain fogunk foglalkozni. 2.2 Komplex rendszerek típusai A vizsgált rendszer időbeli és térbeli viselkedésének előrejelzésének feladata a kezdeti állapotára vonatkozó bizonyos ismeretek alapján egy bizonyos törvény megtalálása, amely lehetővé teszi, az objektumról a kezdeti időpontban rendelkezésre álló információk alapján. időpillanat a tér valamely pontján, hogy meghatározza a jövőjét az idő bármely későbbi pillanatában. Magának az objektumnak a bonyolultsági fokától függően ez a törvény lehet determinisztikus vagy valószínűségi, leírhatja egy objektum evolúcióját csak időben, csak térben, vagy leírhat tér-időbeli evolúciót. Különféle típusú rendszerek léteznek. A konzervatív rendszer olyan fizikai rendszer, amelyre a konzervatív erők munkája nulla, és amelyre érvényes a mechanikai energia megmaradásának törvénye, azaz a rendszer kinetikus és potenciális energiájának összege állandó. A fázistér térfogata állandó. Konzervatív rendszerre példa a naprendszer és az oszcilláló inga (ha figyelmen kívül hagyjuk a felfüggesztés tengelyében jelentkező súrlódást és a légellenállást). A dinamikus rendszer egy matematikai absztrakció, amelyet a rendszerek időbeli fejlődésének leírására és tanulmányozására terveztek. Ez egy állapotalapú rendszer. Egy bizonyos folyamat dinamikáját írja le, nevezetesen: a rendszer egyik állapotból a másikba való átmenet folyamatát. Egy rendszer fázistere a dinamikus rendszer összes megengedett állapotának halmaza. Így egy dinamikus rendszert a kezdeti állapota és az a törvényszerűség jellemez, amely szerint a rendszer a kezdeti állapotból a másikba lép. A dinamikus rendszert a stabilitás (a rendszernek az a képessége, hogy egy egyensúlyi helyzet közelében vagy egy adott elosztón bármennyi ideig megmarad) és az érdesség (a tulajdonságok megőrzése a dinamikus rendszer szerkezetének kis változásaival; „durva rendszer az, amelyben mozgásainak minőségi jellege nem változik kellően kis paraméterváltozással.

5 A dinamikus rendszer speciális esete a disszipatív rendszer - egy nyitott dinamikus rendszer, amelyben az entrópia növekedése figyelhető meg. Rizs. 6. Színes gyurma keverése labdában a Smale Horseshoe display egymást követő iterációi után, azaz lapítás és félbehajtás. A disszipatív rendszer egy nyitott rendszer, amely a termodinamikai egyensúlytól távol működik. Ez egy stabil állapot, amely nem egyensúlyi környezetben, a kívülről érkező energia disszipációja (disszipációja) feltétele mellett következik be. Egy összetett, gyakran kaotikus szerkezet spontán megjelenése jellemzi. Az ilyen rendszerek megkülönböztető jellemzője, hogy a fázistérben nem marad meg a térfogat. Dinamikus rendszer minden olyan objektum vagy folyamat, amelynél az állapot fogalma egy adott időpillanatban meghatározott mennyiségek halmazaként egyedileg definiálható, és egy törvény van megadva, amely leírja a kezdeti állapot időbeli változását (fejlődését). Ez a törvény lehetővé teszi egy dinamikus rendszer jövőbeli állapotának előrejelzését a kezdeti állapot alapján. A dinamikus rendszerek evolúciós törvényének kvantitatív leírására használt matematikai apparátus differenciálegyenletek, diszkrét leképezések, gráfelmélet, Markov-láncok stb. Egy dinamikus rendszer matematikai modelljét adottnak tekintjük, ha bevezetjük a rendszer paramétereit (koordinátáit), amelyek egyértelműen meghatározzák annak állapotát, és megadjuk a fejlődés törvényét. Így dinamikus rendszer = paraméterkészlet + evolúciós operátor. Egy rendszer evolúciója leírható differenciálegyenletekkel és leképezésekkel (diszkrét idejű egyenletek). A dinamikus rendszerek lineáris (lineáris rendszerek) vagy nemlineáris (nemlineáris rendszerek) egyenletekkel írhatók le. Folyamatos és diszkrét (kaszkád) idejű rendszerek lehetségesek. A dinamikus rendszerek fontos csoportját alkotják azok a rendszerek, amelyekben lehetséges az oszcilláció. Léteznek lineáris és nemlineáris oszcillációs rendszerek, koncentrált és elosztott, konzervatív és disszipatív, autonóm és nem autonóm. Az önoszcilláló rendszerek egy speciális osztályt képviselnek. A determinisztikus káosz egy absztrakt matematikai fogalom, amely egy determinisztikus folyamatot jelöl egy determinisztikus nemlineáris rendszerben, mivel ennek a rendszernek az a tulajdonsága, hogy instabilitást mutat, a rendszerdinamika érzékeny függését a kis zavaroktól. Megjegyzés. Különbséget kell tenni a determinisztikus káosz között disszipatív rendszerekben (például gerjesztett inga súrlódással) és konzervatív rendszerekben (például bolygók mozgása, amely engedelmeskedik a Hamilton-egyenleteknek). Hamiltoni, Hamiltoni operátor a teljes energia operátor, H = E + U, ahol E a kinetikus energia operátor, U a potenciális energia operátor. A determinisztikus káosz szinonimája a dinamikus káosz, a dinamikus rendszerek elméletének olyan jelensége, amelyben egy nemlineáris rendszer viselkedése véletlenszerűnek tűnik, annak ellenére, hogy azt determinisztikus törvények határozzák meg. Mindkét kifejezés teljesen egyenértékű, és arra használják, hogy jelezzék a jelentős különbséget a káosz mint tudományos kutatás tárgya a szinergetika és a köznapi értelemben vett káosz között. A dinamikus káosz ellentéte a dinamikus egyensúly és a homeosztázis jelenségei.

6 Fontos körülmény, hogy a disszipatív rendszerekben egy bizonyos struktúrán belül kaotikus dinamika alakul ki. Ezt a szerkezetet nehéz tanulmányozni a dinamika tanulmányozásának hagyományos módszereivel, például a válasz időbeli ábrázolásával vagy a frekvenciaspektrum megszerzésével. A sorrendet a fázistérben kell keresni (amelynek tengelyei mentén a koordináta és a sebesség ábrázolódik). Útközben felfedezheti, hogy a kaotikus mozgásoknak fraktálszerkezetük van. A determinisztikus káoszt egy periodikus folyamat jelenléte jellemzi, amelynek pályája reprodukálódik, i.e. a kezdeti állapot megismétlése után ugyanaz a pálya ismét reprodukálódik, függetlenül annak összetettségétől. Ez lehetővé teszi a jövő előrejelzését az egyik pályaismétlési periódus paraméterei alapján. Ugyanakkor figyelembe kell venni az egyensúlyi és nem egyensúlyi rendszerek tulajdonságait. A nem egyensúlyi nyitott rendszerek új szerkezeti állapotokat tesznek lehetővé. A disszipatív rendszerek, a stabilitás típusától függetlenül, idővel a fázistérfogat nullára csökkenését okozzák. Tehát egy disszipatív rendszer az előző rendezetlen állapot instabilitása következtében rendezett állapottá alakulhat át. Egy kezdetben stabil disszipatív struktúra kialakulása során olyan kritikus állapotot ér el, amely eléri a szerkezeti stabilitás küszöbét, oszcillálni kezd, és a benne fellépő fluktuációk egy új, stabilabb szerkezet önszerveződéséhez vezetnek. az evolúció adott hierarchikus szintje. Ebben az esetben fontos, hogy a biológiai rendszerekhez hasonlóan a stabilitás-instabilitás-stabilitás átmeneteket is kumulatív visszacsatolás szabályozza. Abban különbözik a külsőleg szabályozott visszacsatolástól, hogy lehetővé teszi egy belső struktúra önszerveződését, ami növeli szervezettségének fokát. Így a felhalmozott belső energiából adódó kumulatív visszacsatolás lehetővé teszi a rendszer számára, hogy ne csak fordított kölcsönhatást hajtson végre, figyelembe véve az előző kritikus állapotról kapott információkat, hanem a struktúrák megőrzését vagy szervezettségének növelését is biztosítsa. A kaotikus dinamikus rendszerek példái Smale patkója és a pék átalakulása. A Smale's Horseshoe egy példa a Steve Smale által javasolt dinamikus rendszerre, amely végtelen számú periodikus ponttal (és kaotikus dinamikával) rendelkezik, és ezt a tulajdonságot nem roncsolják a rendszer kis perturbációi. Rizs. 7. A Smale patkó evolúciója. A Smale patkó-algoritmus szerint egy egységnégyzetet az egyik irányban (vízszintesen) összenyomnak, egy másik irányba (függőlegesen) megnyújtanak, és a terület csökken. A kapott csíkot ezután patkó alakúra hajlítjuk, és visszahelyezzük az eredeti négyzetbe. Ezt az eljárást sokszor megismételjük. A határban egy nulla területű halmaz jön létre, melynek keresztmetszetében Cantor-szerkezet van, a fraktálgeometria speciális esete (lásd I.N. Bekman „Fraktálok” előadássorozatát). A Smale attraktor típusával később ebben az előadásban foglalkozunk. Rizs. 8. Smale patkótérképezése: a nyújtás, összenyomás és hajtogatás nagyszámú leképezési iteráció után fraktálszerkezetet eredményez. A baker térképe egy egységnégyzet önmagára való nemlineáris leképezése, amely kaotikus viselkedést mutat. A "pékkijelző" elnevezés a tésztához való hasonlóságból ered. Mivel a leképezés az x tengely mentén történő nyújtásból és az y tengely mentén történő összenyomásból áll, a közeli trajektóriák exponenciálisan eltérnek a vízszintesben

7 irányba és függőlegesen közelítsd meg egymást. Véletlenszerű szimbolikus sorozatból egy kaotikus pálya készül, amely tetszőlegesen közel halad a négyzet minden pontjához (ergodicitás). A leképezés hatására bármely kiválasztott terület keskeny vízszintes csíkok halmazává változik, amely bizonyos számú iteráció után egyenletesen lefedi az egységnégyzetet (keverés). Az átalakítás megfordítható, ha az ellenkező irányba hajtódik végre, bármely terület keskeny függőleges csíkokra lesz felosztva, és az egész négyzetben megkeveredik. A determinisztikus káosz másik példája a Hadamard biliárd, i.e. biliárd, amelyben lapos asztal helyett negatív görbületű csavart felületet használnak. A Hadamard biliárdasztalon egy labda röppályájának kiszámítása "abszolút használhatatlan", mert a kezdeti körülmények között szükségszerűen jelenlévő kis bizonytalanság nagy bizonytalanságot eredményez a megjósolt pályára vonatkozóan, ha elég sokáig várunk, ami használhatatlanná teszi a jóslatot. Rizs. 9. Baker kijelző. Az átalakítás a négyzet egyenletes 2-szeres összenyomásából áll függőleges irányban és nyújtásából vízszintes irányban. Ezután a jobb felét le kell vágni, és a bal oldalra kell helyezni. Az ábra az első két iteráció működését mutatja. A determinisztikus káosz rendszerei lehetővé teszik számunkra, hogy más megközelítést alkalmazzunk a statisztikai megközelítések használatához a kísérletek megbízhatóságának növelésére. A hagyományos matematikai statisztika szerint minél több párhuzamos kísérletet végzünk, annál megbízhatóbbak lesznek a vizsgált függőségek. Ez abszolút nem alkalmazható a determinisztikus rendszerekre, a kísérlet alapvető reprodukálhatatlanságának hatása van. Elvégezhetjük ugyanazt a kísérletet, pontosan reprodukálhatjuk a kezdeti feltételeket, és megismételhető eredményeket kaphatunk, de egy ponton (nem tudjuk megjósolni) a megfigyelések egészen más eredményeket fognak adni. Ennek oka az orbitális recesszió jelensége, amelyet az imént tárgyalt három példa illusztrál. 2.3 A determinisztikus káosz felfedezése Kezdjük a determinisztikus káosz vizsgálatát a dinamikus disszipatív rendszerek sztochasztikus viselkedésének elméletével. Egy teljesen determinisztikus rendszer véletlenszerű viselkedésére leszünk kíváncsiak, amelynek időbeni fejlődése pontosan megjósolható (és ezt a paraméterek változásának széles skálája is megerősíti), de amely bizonyos kezdeti értékekre feltételek (és nagyon jelentéktelenek) véletlenszerűen ingadozni kezdenek, és viselkedése kiszámíthatatlanná, kaotikussá válik. Amint azt a mindennapi tapasztalatok mutatják, sok fizikai rendszer esetében a kezdeti feltételek kis változásai az eredmény kis változásához vezetnek. Például egy autó útja keveset fog változni, ha a kormánykereket csak kissé elfordítja. De vannak olyan helyzetek, ahol ennek az ellenkezője igaz. A könnyű érintéstől függ, hogy a szélére helyezett érme melyik oldalra esik. Az érme feldobásakor a fejek és a farok sorrendje szabálytalan vagy kaotikus viselkedést mutat az idő múlásával, mivel a kezdeti feltételek rendkívül kis változásai teljesen eltérő eredményekhez vezethetnek. Egészen a közelmúltig azt hitték, hogy egy rendszer véletlenszerű viselkedése kivétel, és szinte minden rendszer determinisztikus. Mára azonban világossá vált, hogy a kezdeti feltételekre való nagy érzékenység, amely idővel kaotikus viselkedéshez vezet, sok rendszer jellemző tulajdonsága. Ezt a viselkedést észlelték például periodikusan stimulált szívsejtekben, elektronikus áramkörökben, amikor turbulencia lép fel folyadékokban és gázokban, kémiai reakciókban, lézerekben stb. Matematikai szempontból minden nemlineáris dinamikus rendszerben két szabadságfoknál (főleg számos biológiai, meteorológiai és gazdasági modellben) lehetséges

8 káoszt észlelni, és ezért kellően hosszú időn belül viselkedésük kiszámíthatatlanná válik. Egy olyan fizikai rendszerre, amelynek viselkedése időben meghatározott, létezik egy differenciálegyenletek formájában megjelenő szabály, amely az adott kezdeti feltételek alapján határozza meg jövőjét. Természetes azt feltételezni, hogy a determinisztikus mozgás meglehetősen szabályos és távol áll a kaotikustól, mivel az egymást követő állapotok folyamatosan fejlődnek egymásból. Ez azt jelenti, hogy a klasszikus mechanikában minden egyenletnek integrálhatónak kell lennie. De A. Poincaré már 1892-ben tudta, hogy bizonyos mechanikai rendszerekben, amelyek időbeli alakulását Hamilton egyenlete határozza meg, előre megjósolhatatlan kaotikus viselkedés lehetséges. Példa erre a nem integrálható háromtest probléma, amely bizonyos feltételek mellett teljesen kaotikus pályákhoz vezet. A háromtest-probléma speciális esete egy tesztrészecske mozgása két stacionárius ponttömeg gravitációs terében. Még ha a mozgás egy síkban történik is, a részecske pályája rendkívül összetettnek és zavarónak tűnik. Ezután az egyik tömeg köré tekered, majd hirtelen egy másikra ugrik (10. ábra). A kezdetben közeli pályák nagyon gyorsan eltérnek egymástól. Rizs. 10. Tesztrészecske mozgása két azonos tömeg közelében. Felül látható a pálya kezdeti része, alul a folytatása. Ma már ismert, hogy a mechanikában sok nem integrálható rendszer létezik. 60 évvel Poincaré Kolmogorov után, 1954; Arnold, 1963 és Moser, 1967 bebizonyította, hogy a klasszikus mechanikában a fázistérben történő mozgás nem teljesen szabályos és nem is teljesen szabálytalan, és a pálya típusa a kezdeti feltételek megválasztásától függ (ma ezt az állítást KAM-tételnek nevezik). Így a stabil szabályos mozgás kivételt képez a klasszikus mechanikában. Edward Lorenz amerikai meteorológus (1961) az egyenetlenül melegített légköri levegő modellezése során felfedezte, hogy három összekapcsolt elsőrendű nemlineáris differenciálegyenletből álló egyszerű rendszer is teljesen kaotikus pályákhoz vezethet (ez az első példa a determinisztikus káoszra disszipatív rendszerekben). E. Lorenz sokáig számolta a megoldási értékeket, majd abbahagyta a számolást. Érdekelte a megoldásnak a számlálási intervallum közepén felmerülő néhány jellemzője, ezért ettől a pillanattól kezdve megismételte a számításokat. Az újraszámlálás eredménye nyilvánvalóan egybeesik a kezdeti számlálás eredményeivel, ha az újraszámlálás kezdeti értékei pontosan megegyeznek az adott időpontban korábban kapott értékekkel. Lorenz kissé módosította ezeket az értékeket, csökkentve az érvényes tizedesjegyek számát. Az így bevezetett hibák rendkívül kicsik voltak. Az újonnan kalkulált megoldás egy ideig jól egyezett a régivel. A számolás előrehaladtával azonban nőtt az eltérés, és az új megoldás egyre kevésbé hasonlított a régire. Amit Lorentz megfigyelt, azt ma a kezdeti feltételektől való lényeges függésnek nevezik, mint a kaotikus dinamikában rejlő fő jellemzőt. A jelentős függőséget néha pillangóeffektusnak is nevezik. Ez az elnevezés arra utal, hogy képtelenség hosszú távú időjárás-előrejelzést készíteni. Maga Lorenz fejtette ki ezt a koncepciót a "Kijósolhatóság: vezethet-e egy pillangó szárnycsapása Brazíliában tornádó kialakulásához Texasban" című cikkében? Talán! Továbbá a determinisztikus káosz alatt a nemlineáris egyenletrendszerek által generált szabálytalan vagy kaotikus mozgást fogjuk érteni, amelyre a dinamikus törvények egyedileg határozzák meg az ismert előtörténettel rendelkező rendszer állapotának időbeli alakulását. Determinisztikus káosz = nemlineáris egyenletrendszer + instabilitás A determinisztikus káosz különbözik a szabályos mozgástól összetett, nem ismétlődő pályáiban és a rendszer viselkedésének hosszú időn keresztüli kiszámíthatatlanságában. A determinisztikus káosz abban különbözik a véletlenszerű folyamattól, hogy szabálytalansága magából a rendszerből ered, nem pedig külső tényezőből (zaj, fluktuációk).

9 Fig. 11. A káosz kialakulása nagy időkben. Példák nemlineáris rendszerekre, amelyekben a determinisztikus káosz megnyilvánul: gerjesztett inga, a turbulencia küszöbéhez közeli folyadékok, lézerek, nemlineáris optikai eszközök, Josephson-átmenet (a Josephson-effektus a szupravezető áram áramlása egy vékony rétegen keresztül. két szupravezetőt elválasztó dielektrikum) kémiai reakciók, klasszikus rendszerek, köztük sok test (három test probléma), részecskegyorsítók, kölcsönhatásban lévő nemlineáris hullámok a plazmában, populációdinamika biológiai modelljei, stimulált szívsejtek stb. Mint ismeretes, lineáris differenciál- vagy differenciálegyenletek megoldható a Fourier-transzformációval, és nem vezet káoszhoz. A nemlineáris egyenletek pedig káoszhoz vezethetnek, de fontos megérteni, hogy a nemlinearitás szükséges, de nem elégséges feltétele a kaotikus mozgás bekövetkezésének. Az idők folyamán megfigyelhető kaotikus viselkedés nem külső zajforrásoknak, nem végtelen számú szabadsági foknak és nem a kvantummechanikához kapcsolódó bizonytalanságnak köszönhető (a szóban forgó rendszerek tisztán klasszikusak). A szabálytalanság valódi kiváltó okát a nemlineáris rendszerek azon tulajdonsága határozza meg, hogy exponenciálisan gyorsan elválasztják az eredetileg közeli pályákat a fázistér korlátozott tartományában (például a Lorentz-rendszerben háromdimenziós). Az ilyen rendszerek hosszú távú viselkedését nem lehet megjósolni, mivel a kezdeti feltételeket csak véges pontossággal lehet megadni, és a hibák exponenciálisan nőnek. Egy ilyen nemlineáris egyenletrendszer számítógépen történő megoldása során az eredmény egyre távolabbi időkben a kezdeti feltételeket képviselő (irracionális) számok egyre nagyobb számától függ. Mivel az irracionális számokban a számjegyek szabálytalanul oszlanak el, a pálya kaotikussá válik. Itt több alapvető kérdés is felmerül: - Megjósolható-e (például a megfelelő differenciálegyenletek alakjából), hogy a rendszerben megvalósul-e determinisztikus káosz? - Lehet-e a kaotikus mozgás fogalmát matematikai szempontból szigorúbban meghatározni, mennyiségi jellemzőket kidolgozni rá? - Milyen hatással vannak ezek az eredmények a fizika különböző területeire? A determinisztikus káosz megléte a fizikában a hosszú távú kiszámíthatóság végét jelenti a nemlineáris rendszerek esetében, vagy még mindig lehet tanulni valamit egy kaotikus jelből? 2.4 A dinamikus rendszerek elméletének elemei Térjünk át a dinamikus rendszerek leírásának elméleti alapjainak bemutatására. Előbb azonban idézzük fel azokat a fogalmakat, amelyeken az ezen a területen használt matematikai apparátus alapul. A fázistér egy olyan tér, amelyen a rendszer összes állapotának halmaza ábrázolva van úgy, hogy a rendszer minden lehetséges állapota a fázistér egy pontjának felel meg. Fázistér = a rendszerparaméter értékeinek tere. Trajektória = a fázistérben a rendszer által egymás után meglátogatott pontok halmaza. A fázistér sajátossága, hogy egy tetszőlegesen összetett rendszer állapotát egyetlen pont reprezentálja benne, és ennek a rendszernek a fejlődése ennek a pontnak a mozgása. Ha több azonos rendszert veszünk figyelembe, akkor a fázistérben több pont van megadva. Az ilyen rendszerek gyűjteményét statisztikai együttesnek nevezzük. Liouville tétele szerint a Hamilton-féle fázistér pontjaiból álló zárt görbe (vagy felület) úgy alakul ki, hogy a benne foglalt fázistér területe (vagy térfogata) időben megmarad.

10 Liouville-tétel: egy Hamilton-rendszer eloszlásfüggvénye a fázistérben tetszőleges pálya mentén állandó. A tétel kimondja a fázistérfogat vagy a valószínűségi sűrűség megmaradását a fázistérben az időben. A Hamilton-rendszer egy olyan dinamikus rendszer speciális esete, amely a fizikai folyamatokat disszipáció nélkül írja le. Ebben az erők nem a sebességtől függenek. A dinamikus rendszer olyan rendszer, amelynek van állapota. Leírja a rendszer egyik állapotból a másikba való átmenet folyamatának dinamikáját. Egy rendszer fázistere a dinamikus rendszer összes megengedett állapotának halmaza. A dinamikus rendszert a kezdeti állapota és az a törvényszerűség jellemzi, amely szerint a rendszer a kezdeti állapotból a másikba lép. A dinamikus rendszer olyan rendszer, amelynek modellje közönséges differenciálegyenletek rendszere. A stabil dinamikus rendszer olyan dinamikus rendszer, amelynek állapotát teljes mértékben meghatározzák a fejlesztési folyamat kezdeti feltételei és külső behatásai. Egy konzervatív rendszerben a fázistérben lévő elem csak alakját változtatja meg, de térfogatát megtartja (Liouville tétele teljesül), ami előre meghatározza az evolúció természetét és a konzervatív rendszerekben fellépő káosz típusát. A konzervatív rendszerekre az állandó energiaellátás jellemző. A mechanikában Hamiltoninak hívják. A súrlódás nélküli mechanikus oszcillációs rendszereket konzervatív rendszereknek tekintjük. A konzervatív rendszerekben a kaotikus pályák hajlamosak egyenletesen kitölteni valamely altér minden részét a fázistérben, pl. a fázistér korlátozott tartományaiban egységes valószínűségi sűrűség jellemzi őket. Rizs. 12. A fázistérfogat konzerválása a Hamilton-rendszer evolúciója során. Egy egyszerű, egy szabadságfokkal rendelkező konzervatív rendszerre példa az inga. Ha a súrlódásnak nincs észrevehető hatása az inga lengéseire, akkor az l hosszúságú és m tömegű inga Hamilton-szorosa megegyezik a Π= mglcosϕ potenciál és a kinetikus K=p 2 /2ml 2 energiák összegével: H =p 2 /2ml 2 mglcosj, (2) ahol j a függőlegestől való szögeltérés, g pedig a nehézségi gyorsulás. Az inga mozgásegyenlete a következő: 2 d j + w 2 0 sinj = 0, (3) 2 dt g ahol w 0 = rezgési frekvencia. l ábra. 13. Inga fázisportréja Hamiltoniannal (2). Ha az inga H=E összenergiája meghaladja a potenciális energia legnagyobb értékét, E=E rot >mgl, a p impulzus mindig nullától eltérő lesz, ami a j szög korlátlan növekedéséhez vezet. Ez azt jelenti, hogy az inga forogni fog. A fázissíkon (13. ábra) ezt a viselkedést az E rot pályák ábrázolják, amelyek megfelelnek a fázispont balról jobbra való mozgásának p>0 esetén és jobbról balra p esetén<0. Колебаниям маятника соответствует энергия E=E osc

Az inga 11. pontja, és az inga felső egyensúlyi helyzetének megfelelő hiperbolikus pontok instabilok. Egy hiperbolikus pont közelében kezdődő fázisgörbe eltávolodik tőle, míg az elliptikus pont közelében lévő pálya mindig a közelében marad. Megjegyzés. Kisebb eltérések esetén az ingát lineáris egyenletekkel írjuk le: a rezgések gyakorisága nem függ az amplitúdótól. Nagy eltérések esetén az inga nemlineáris rendszerhez tartozik: a rezgések gyakorisága az amplitúdótól függ. Rizs. 14. Két szabadságfokú integrálható rendszer fázisportréja. Két szabadságfokkal rendelkező rendszerek esetén a fázistér négydimenziós. Példa erre a két egységnyi tömegű harmonikus oszcillátor rendszere (14. ábra). Teljesen integrálható, n szabadságfokkal rendelkező rendszerek esetén a fázistér 2n-dimenziós, a cselekvési szögváltozókban pedig n-dimenziós tori halmaz szerkezete van. Bármely lehetséges pálya az egyiken található. Ebben az esetben egyes pályák zártnak bizonyulhatnak, míg mások mindenhol sűrűn beborítják a megfelelő tórusz felületét. A disszipatív rendszer egy nyitott dinamikus rendszer, amelyben az entrópia növekedése figyelhető meg. Disszipatív rendszerben az energia disszipáció miatt a fázistérelem térfogata idővel csökken (Louiville tétele nem figyelhető meg). Ezért a disszipatív rendszerek fázisterében olyan vonzó halmazok jelennek meg, amelyek a konzervatív rendszerekben nem léteznek (attraktorok). Az attraktor egy dinamikus rendszer állapota, amely felé mozgása (fejlődése) folyamatában hajlik. A fázistérben egy stabil dinamikus rendszer attraktorát egy pont (periodikus folyamatok esetén) vagy egy határciklus (periodikus folyamatok esetén) képviseli. A furcsa attraktor olyan attraktor, amelynek a fázistérben egy olyan tartomány felel meg, amely vonzza az összes fázispályát a környező régiókból. Ezek a pályák összetett és bonyolult szerkezetűek, és nem zárt görbék. Rizs. 15. A konzervatív (a) és disszipatív (b) dinamikus rendszerek meghatározása felé. A disszipatív rendszerekre jellemző, hogy az ábrázoló pontok felhője idővel „összezsugorodik”, és a fázistér egy vagy több attraktor részhalmazára koncentrálódik, amelyek általában nulla fázistérfogatúak (15b. ábra). Ez idődinamikai szempontból azt jelenti, hogy a hosszú időre magára hagyott rendszerben létrejövő rezsim függetlenné válik a kezdeti állapottól. Disszipatív rendszerekben attraktorok vannak a fázistérben. Rizs. 16. A Poincaré-térkép felépítése egy autonóm Hamilton-rendszer fázisterében, két szabadságfokkal. A Poincaré térképet széles körben használják dinamikus rendszerek elemzésére. A leképezés egy olyan törvény, amely szerint egy adott X halmaz minden eleme egy másik adott Y halmaz egy jól definiált eleméhez kapcsolódik.

12 A Poincaré-térkép (first return map) egy fázistérbeli terület saját magára (vagy egy másik területre) vetítése a rendszer pályái (fázisgörbéi) mentén. Rizs. 17. A Poincaré-térkép felépítése két szabadságfokú autonóm Hamilton-rendszer fázisterében. A. Poincaré egy olyan eljárást javasolt, amely a differenciálegyenletek keretein belül egy bizonyos leképezést a dinamikával társít. Az ötlet a következő: a fázistérben kiválasztunk egy bizonyos felületet, és megszerkesztjük a fázispályáról egy képet, amelyet akkor kapunk, amikor ezt a felületet metszi. ábrán. A 17. ábra ezt a módszert szemlélteti egy négyfordulatú határciklus Poincaré metszetével. Látható, hogy egy ilyen szakaszban a reprezentáló pont az 1-es, 2-es, 3-as és 4-es számokkal jelölt pozíciókat foglalja el. A leképezések szempontjából tehát azt mondhatjuk, hogy egy 4. periódusú ciklus valósul meg világos, hogy a határciklus bizonyos átrendeződései a Poincaré-szakaszban átrendeződésekhez vezetnek. Ez utóbbi sokkal könnyebben tanulmányozható, ami meghatározza ennek a módszernek a fontosságát. Konkrét rendszerek elemzésekor a Poincaré szakaszt számítógép segítségével készítjük el. Rizs. 18. Minőségileg eltérő pályák különböznek a Poincaré-szelvényekben: kaotikus mozgás; b mozgás egy fix pontra; ciklusban;, g kettős periódusú ciklus. ábrán. A 18. ábrán négyféle Punkare szakasz látható. Megjegyzendő, hogy a Poincaré metszetmódszer hatékony, de nem mindig megbízható módszer a periodikus mozgások tanulmányozására a rendszer sorrendjének csökkenésével. A Poincaré-szakasz alkalmazását a Henon-Heilis egyenletrendszer (1964) példáján szemléltetjük, amely egy m=1 tömegű részecske mozgását írja le kétdimenziós potenciálban: 2 2 x + y U (x) , y) = + x y - y 2 3 (3) Lényegében ez a két azonos harmonikus oszcillátor, amelyek között nemlineáris kölcsönhatás van. Ha ennek a mechanikai rendszernek az összenergiája 0

13 Fig. 19. Henon-Hayles modell: a fenit mozgásának tartománya (a szaggatott vonalak ekvipotenciális görbéket jelölnek U=const, 1 U=0,01, 2 U=0,04, 3 U=0,125); Poincaré-keresztmetszet (y, P y) részecskeenergiánál E=1/10 (b) és E=1/8 (c). A dinamikus rendszereknek, amelyeket közönséges (lineáris) differenciálegyenletek írnak le, négyféle megoldás létezik: egyensúlyi állapot, periodikus mozgás, kváziperiodikus mozgás és kaotikus. A véges számú közönséges differenciálegyenlet által modellezett dinamikus rendszereket koncentrált vagy pontrendszereknek nevezzük. Leírásuk véges dimenziós fázistérrel történik, és véges számú szabadsági fok jellemzi őket. Ugyanaz a rendszer különböző feltételek mellett koncentráltnak vagy elosztottnak tekinthető. Az elosztott rendszerek matematikai modelljei parciális differenciálegyenletek, integrálegyenletek vagy közönséges egyenletek retardált argumentummal. Egy elosztott rendszer szabadságfokainak száma végtelen, állapotának meghatározásához végtelen számú adatra van szükség. Rizs. 20. A lehetséges jeltranszformációk vázlata lineáris és nemlineáris rendszerekben. Lineáris rendszerben az evolúciós operátor lineáris, azaz. A(x+y)=Ax+Ay, A(lx)=lAx. Egy ilyen rendszerben nem lehetnek kaotikus oszcillációk. Ebben a periódusos külső hatások tranziens folyamatok csillapítása után azonos időtartamú periodikus választ okoznak (20. ábra). Mint ismeretes, a mozgásnak három klasszikus típusa van: egyensúlyi, periodikus mozgás (határciklus) és kváziperiodikus mozgás. Ezeket az állapotokat attraktoroknak nevezzük, mert bármilyen csillapítás esetén a tranziens eltéréseket elnyomják, és a rendszer a felsorolt ​​három állapot valamelyikébe „vonzódik”. Van azonban a mozgásoknak egy osztálya (nemlineáris oszcilláció), amely nem redukálható a klasszikus attraktorok egyikére sem. Itt a mozgások kaotikusak abban az értelemben, hogy ha a kezdeti feltételekben kevés a bizonytalanság, akkor kiszámíthatatlanok (furcsa attraktor). A klasszikus attraktorok a klasszikus geometriai objektumoknak felelnek meg a fázistérben: az egyensúlyi állapot egy pont, a periodikus mozgás vagy a határciklus egy zárt görbe, a kváziperiodikus mozgás pedig a háromdimenziós fázistérben lévő felületnek felel meg. Egy furcsa attraktort egy fraktálhalmaz társít egy geometriai objektumhoz. A háromdimenziós fázistérben egy furcsa attraktor fraktálhalmaza úgy néz ki, mint egy végtelen számú réteg vagy párhuzamos sík halmaza, némelyikük közötti távolság közelít a végtelenül kicsinyhez. Nem integrálható rendszerre példa az m 1 és m 2 ponttömegű kettős lapos inga (5. ábra), amelynek két szabadságfokú φ 1 és φ 2 szöge van. Ha az egyensúlyi helyzettől kicsi az eltérés, akkor a rendszer szabályos harmonikus rezgéseket hajt végre. azonban

A 14. ábra szerint az összenergia növekedésével eljön az a pillanat, amikor az oszcillációk kaotikussá válnak, az ingák gördülni kezdenek, és két hasonló kezdeti feltétel ennek a két szabadságfokú nemlineáris rendszernek teljesen eltérő dinamikájához vezet. A kaotikus dinamikus rendszer olyan dinamikus rendszer, amelyben a folyamatokat egy furcsa attraktor írja le. A stabil dinamikus rendszerekkel ellentétben lehetetlen meghatározni a rendszer állapotát adott időértékek és kezdeti feltételek alapján. Minden olyan rendszer fontos jellemzője, amelyben determinisztikus káosz figyelhető meg, hogy nemlineáris differenciálegyenletek vagy egyenletrendszerek írják le őket. Az ilyen egyenletekre nem érvényes a lineáris rendszerekre érvényes szuperpozíciós elv, amely szerint a megoldások összege is megoldás. Egy nemlineáris rendszert egy nemlineáris operátor vezérel: A(a 1 x 1 +a 2 x 2) a 1 Ax 1 +aax 2. Példa erre a sin(x) függvény. A helyzetet tovább bonyolítja, hogy a nemlineáris egyenleteknek gyakran nem egy, hanem több megoldása is van. Ezek között lehetnek kaotikus és szabályos, periodikus megoldások is. A kezdeti feltételektől függ, hogy melyiket hajtják végre a gyakorlatban. Rizs. 21. Kettős lapos inga és kaotikus oszcillációi. A dinamikus káosz legegyszerűbb típusa a kaotikus dinamika diszkrét idejű nemlineáris rendszerekben (a szabályos dinamikát a káoszt megelőző szakasznak tekintjük). A matematikai apparátus itt egyszerű, valójában a differenciálegyenletek elméletén múlik. A folytonos idejű rendszerekben a káosz megértése nehezebb, és a differenciálegyenletek elméletének mélyreható ismerete szükséges. Fontos megérteni, hogy ahhoz, hogy folytonos idejű rendszerek esetén káosz alakuljon ki, azok dimenziója (az adott rendszert leíró nemlineáris differenciálegyenlet N-rendje) legalább 3 legyen. Az ilyen rendszereket (3D dinamikus rendszereket) a fázistérben lévő trajektóriák áramlásai reprezentálják, amelyek mérete 3 (vagy nagyobb, a differenciálegyenlet sorrendjének megfelelően). A diszkrét idejű nemlineáris dinamikus rendszerekben azonban már az 1. rendű rendszerek (1D diszkrét dinamikus rendszerek) esetén is kialakulhatnak kaotikus mozgások. Ezek a mozgások diszkrét leképezések kaszkádjait képviselik, és 1. és magasabb rendű nemlineáris differenciaegyenletek írják le őket. Vegye figyelembe, hogy a mozgás véletlenszerűségének négy kritériuma van: a jel „véletlenszerűnek tűnik”; a teljesítményspektrum alacsony frekvencián szélessávú zajt mutat; az autokorrelációs függvény gyorsan leesik; A Poincaré szakasz olyan pontokból áll, amelyek kitöltik a teret. A 3 vagy több közönséges differenciálegyenletet tartalmazó matematikai modellek képesek bemutatni a kaotikus rezgésmódokat, amelyek első pillantásra véletlenszerű folyamatoknak tűnnek. A fázistérre való áttérés lehetővé teszi, hogy vizuális információkat szerezzünk a megfelelő rendszerek komplex dinamikájának jellemzőiről, és mindenekelőtt az állandósult állapotú rezsimeknek megfelelő fázispályák korlátozó halmazainak geometriájáról. E. Lorentz furcsa attraktorja fontos szerepet játszott a kaotikus rendszerek elemzésében. Lorentz kimutatta, hogy a levegő felmelegítése a Föld felőli oldalról és hűtése az ellenkező oldalról konvekciós áramlásokhoz vezet, amelyeket hozzávetőlegesen három elsőrendű közönséges differenciálegyenletből álló rendszer ír le, amelyeknek nincs pontos analitikai megoldása: dx/dt= s(y x), (4a) dy/ dt=x(r z) y, (4b) dz/dt=xy bz, (4c) ahol s=10, r=28, b=8/3.

15 A Lawrence-modell egy dinamikus rendszer háromdimenziós fázistérben. Az X változó a konvekciós áramlás sebességével arányos (a konvekciós tengelyek forgási sebességét jellemzi), Y és Z vízszintesen, illetve függőlegesen a hőmérséklet-eloszlásért felelős. Az r paraméter arányos a Rayleigh-számmal, s és b pedig néhány dimenzió nélküli állandó, amely jellemzi a rendszert. Ezen egyenletek megoldása, az X(t), Y(t) és Z(t) függvények paraméteres formában határozzák meg a rendszer pályáját az X,Y,Z háromdimenziós „fázis” térben. Az egyenletek jobb oldalán lévő függvények egyedisége miatt a pálya soha nem metszi önmagát. Lorentz ezeknek a pályáknak a megjelenését vizsgálta különböző kezdeti feltételek mellett r=28, s=10 és b=8/3 paraméterértékekkel. Felfedezte, hogy ebben az esetben a pálya kaotikusan vándorol az x>0 féltérből az x féltérbe.<0, формируя две почти плоских, перепутанных сложным образом спирали. На рис. 8 показана проекция этих спиралей на плоскость XZ для некоторого начального условия. Траектория сначала делает 1 оборот справа, затем 20 слева, затем опять 1 справа, затем 4 слева и так далее. Похожее поведение имеет место и при других значениях параметров. Хаотичность решения означает, что если мы заранее выберем каким угодно способом цепочку переходов из одного полупpостpанства в другое, то у системы Лоренца найдётся решение, которое в точности эту цепочку воспроизведёт. Рис. 22. Траектория, отвечающая хаотическому решению уравнений Лоренца, с параметрами, приведенными в тексте, и начальными условиями X(0)=Y(0)=Z(0)=1. Один эллипс отражает вращение атмосферы по часовой стрелке, другой - против неё. Причина непpедсказуемости поведения этой и других подобных систем заключается в не в том, что не верна математическая теорема о существовании и единственности решения при заданных начальных условиях, а в необычайной чувствительности решения к этим начальным условиям. Близкие начальные условия со временем приводят к совершенно различному конечному состоянию системы. Причём часто различие нарастает со временем экспоненциально, то есть чрезвычайно быстро (см. рис. 23): D(t) = D(0)e ht, (5) где инкремент неустойчивости h является функцией точки в фазовом пространстве. Рис. 23. Две первоначально близкие траектории в фазовом пространстве расходятся со временем в результате локальной неустойчивости. Оказалось, что нечто похожее происходит и с системами, в которых наблюдается детеpминиpованный хаос: они движутся таким образом, что всё время находятся в неустойчивом состоянии. Иными словами, сколь угодно малые возмущения начальных условий приводят с течением времени к сильному отклонению траектории от своего невозмущенного положения. Если фазовое пространство системы является конечным, то фазовые траектории не могут разойтись из-за неустойчивости более чем на характерный размер области движения, и начинается их запутывание. Предсказать поведение такой системы тогда оказывается практически невозможным. Странный аттрактор это некоторое «сложно устроенное» множество в фазовом пространстве, к которому притягиваются почти все траектории из его некоторой окрестности, а на самом множестве движение имеет экспоненциально неустойчивый характер. Такое сочетание глобального сжатия с локальной неустойчивостью приводит к тому, что аттрактор уже не может быть гладким как, например, тор; он определенным образом расслаивается и представляет собой в некотором сечении канторово множество (фрактально). Странный аттрактор обладает двумя свойствами: траектории на странном аттракторе разбегаются друг от друга; объёмы в фазовом пространстве со временем сокращаются.

Dinamikus rendszerek és a matematikai modellezés módszerei A dinamikus rendszerek elméletének elemei A dinamikus rendszerek elméletének elemei A dinamikus rendszerek elméletének alapfogalmai Szabályos és kaotikus

Dinamikus rendszerek és matematikai modellezési módszerek A káoszba való átmenet forgatókönyvei Poincaré-Bendixson tétel (N = 2) Legyen R a sík zárt korlátos részhalmaza, a x f(x) folytonosan differenciálható

5. előadás Hamilton-rendszerek invariáns tori-megsemmisítése 1. Integrálható Hamilton-rendszerek perturbációelmélete (folytatás). 2. Rezonáns tori megsemmisítése. 3. Nemlineáris rezonancia. 1. Perturbáció elmélet

10. előadás Fraktálok és kaotikus dinamika. 1. A fraktálhalmaz fogalma. Fraktál dimenzió. 2. Furcsa attraktorok geometriája. 3. Multifraktál spektrumok. 1. A fraktálhalmaz fogalma.

Egy merev inga oszcillációi és fordulatai Feladatok a független megoldáshoz Butikov E.I. Ez a kézikönyv tesztkérdéseket, elméleti és kísérleti feladatokat tartalmaz függetleneknek

M. V. LOMONOSOV GAMOV ARTEMIJ LVOVICS NEVEZETŐ FIZIKAKAR MOSZKVA ÁLLAMI EGYETEM 218. PROGRAMOZÓ HALLGATÓI TANFOLYAMJA. TÉMA: Zavaros probléma a Lorentz rendszerben.

Mayer RV, Glazov Számítógépes modellezési módszer a fizikai jelenségek tanulmányozásában Az analitikai módszerek gyakran nem teszik lehetővé komplex rendszerek fejlődésének tanulmányozását, vagy használatuk összetett matematikai elemzéshez kapcsolódik.

1. előadás Dinamikus rendszerek minőségi elemzésének elemei folytonos idővel egy egyenesen Megvizsgáljuk a du = f(u), (1) dt autonóm differenciálegyenletet, amely használható

3. Dinamikus káosz 3.1. Hamiltoni és disszipatív rendszerek. 3.1.1. Hamiltoni rendszerek. 3.1.2. Disszipatív rendszerek. 3.1.3. A disszipatív rendszerek következményei. 3.1.4.Káosz a hamiltoni rendszerekben.

Kaotikus oszcillációs rendszerek Kaotikus rendszerek Hélium gáz. Egy molekula állapotát 6 harmadrendű differenciálegyenlet írja le. Körülbelül 3 molekula van egy cm 3 gázban -> 4 differenciálegyenlet.

A matematikai modellezés dinamikus rendszerei és módszerei A bifurkáció elméletének elemei A bifurkáció fogalma A bifurkáció kifejezés eredete (a latin bifurcus - bifurcated) eredete azzal függ össze, hogy a dinamikus

19. ELŐADÁS AZ ANALITIKAI DINAMIKA DIFFERENCIÁL-EGYENLETEI. LEGENDRE ÁTALAKULÁSA. HAMILTON-EGYENLETEK. JACOBI INTEGRAL 1. Az analitikai dinamika differenciálegyenletei Kezdjük az előadást azzal a témával,

18. A szeparátorok felosztása Először is emlékezzünk vissza, mi is az a Poincaré-térkép. Tekintsünk egy tetszőleges differenciálegyenletrendszert ẋ = v(x), x M Legyen γ(t) valamilyen periodikus megoldás.

8.Strange Attractors 1 8.Strange Attractors Az előző részekben olyan dinamikus rendszereket tanulmányoztunk, amelyek attraktorai fix pontok vagy határciklusok voltak. Emlékezzünk vissza, hogy egy határciklus képes

Közönséges differenciálegyenletek Előadók: V. A. Kondratiev, Yu S. Ilyashenko IV. félév, vizsgaprogram 2003 2004, opciók 2001 2009 1. Vizsgaprogram 1.1. Első félév Bevezetés.

7. Rezgések egy konzervatív nemlineáris rendszerben Makroszkóposan nézve minden valós rendszert nem konzervatívnak kell tekinteni, azokat a rendszereket, amelyekben a teljes energia nem marad állandó

Előadás 6. Fejlett káosz Hamilton rendszerekben 1. Szabványos leképezés. 2. A stabilitás szigetei. 3. Diffúzió a fázistérben. 1. Standard kijelző 1.1 Rotátor δ-impulzusok hatására

Tikhomirov Yu.V. Tesztkérdések és feladatok GYŰJTÉSE a virtuális testedzéshez 1. rész. Mechanika 1_1. MOZGÁS ÁLLANDÓ GYORSULÁSSAL... 2 1_2. MOZGÁS ÁLLANDÓ ERŐ HASZNÁLATA ALATT...7

5. előadás Dinamikus rendszerek kaotikus viselkedése. Lorentz-rendszer A pályák síkon való viselkedésének változatosságát korlátozza a Bendixson-Poincaré-tétel, amely szerint egy pálya a végtelenbe mehet,

Dinamikus rendszerek és a matematikai modellezés módszerei Szimbolikus dinamika Szimbolikus dinamika Szimbolikus dinamika módszere - rendszer dinamikájának leírása megengedett sorozatok segítségével

3. Az attraktorok típusai 1 3. Az attraktorok típusai Az attraktorok elhelyezkedése nagyon jól látható a fázissíkon, nagyrészt annak köszönhetően, hogy csak néhány típus létezik,

Jaroszlavli Állami Pedagógiai Egyetem nevét. K. D. Ushinsky Általános Fizikai Tanszék Mechanikai Laboratórium Laboratóriumi munka 7 A gravitációs gyorsulás és jellemzők kísérleti meghatározása

SZÖVETSÉGI ÁLLAMI KÖLTSÉGVETÉSI OKTATÁSI FELSŐOKTATÁSI INTÉZMÉNY "ORENBURG ÁLLAMI MEZŐGAZDASÁGI EGYETEM" "Matematika és Elméleti Mechanika" Tanszék Módszertani ajánlások

3. előadás A gázok molekuláris kinetikai elméletének alapegyenlete. Boltzmann állandó. Hőmérséklet és nyomás mint statisztikai mennyiségek. A fizika egyik jellemzője az absztrakciók használata

Nemlineáris inga. 1 Fizikai inga viszkózus súrlódású mozgásának dimenzió nélküli egyenlete. Fizikai inga mozgásegyenlete a viszkózus súrlódás figyelembevételével: I φ + b φ + mga sin(φ) =, (1) ahol I a nyomaték

DINAMIKUS RENDSZEREK V. S. ANISCHENKO A dinamikus rendszer matematikai meghatározása megfogalmazódik. A közönséges differenciálegyenletekkel leírt dinamikus rendszerek esetében négyféle

Butikov E. I. Oktatási laboratórium az oszcillációk számítógépes modellezésére egyszerű nemlineáris rendszerekben Szentpétervári Állami Egyetem Oktatási hallgatói számítógépes laboratórium

4. rész. Oszcillációk 1 1. témakör. Rezgések csillapítás nélkül. P.1. Kötegelt folyamat. Harmonikus rezgések. A harmonikus rezgések jellemzői. P.2. Sebesség és gyorsulás harmonikus rezgések során

4. szeminárium Két közönséges differenciálegyenlet rendszere (ODE). Fázissík. Fázis portré. Kinetikus görbék. Különleges pontok. Az álló állapot stabilitása. A rendszer linearizálása be

Maxwell sebességeloszlási törvénye 1. Maxwell sebességeloszlási törvénye. Gázmolekulák átlagos, négyzetes átlaga és legvalószínűbb sebességei. 3.Átlagos szabad útvonal 4.Kísérleti

Harmonikus rezgések Az oszcillációk olyan folyamatok (mozgás vagy állapotváltozás), amelyek bizonyos fokig ismétlődnek az idő múlásával. mechanikai rezgések elektromágneses elektromechanikus

12. április 11. A Poincaré átlagos visszatérési idő rögzítésének hatása a káosz kényszerített szinkronizálásának kritériumaként V.S. Anishchenko, Ya.I. Boev Saratov Állami Egyetem E-mail: [e-mail védett] Megkapta

1 16. ELŐADÁS Nemlineáris oszcillációk. Fázisportré egy matematikai inga. Duffing oszcillátor. Az időszak megduplázása. Átmenet a káoszba. Poincaré térkép. A fraktálok fogalma. A kaotikus kiszámíthatósága

1. BEVEZETÉS A fizika az anyag legáltalánosabb tulajdonságainak és mozgásformáinak tudománya. A világ mechanikus képében az anyagot részecskékből álló, örök és változatlan anyagként értelmezték. Alaptörvények

Ljapunov stabilitáselmélet. Számos mechanikai és technológiai problémában fontos, hogy ne a megoldás konkrét értékeit ismerjük egy adott érvértékhez, hanem a megoldás viselkedésének természetét a változás során.

Oszcillációk elosztott paraméterű rendszerekben Veszteséges vonalak Veszteségek vezetékekben L L eq i (x,t) R L eq Ldx u(x,t) u(x+dx,t) R eq Rdx u(x dx,t) u(x ,t) L eq i(x,t) t R eq i(x,t) u x dx Ldx i t

A programot a felsőoktatás szövetségi állami oktatási szabványa (magasan képzett személyzet képzési szintje) alapján állítják össze a 01.06.01 „matematika” képzés irányába.

Laboratóriumi munka.85 A SZABADESés GYORSULÁSÁNAK MEGHATÁROZÁSA FORGATÓINGA ALKALMAZÁSÁVAL. E.V. Zhdanova A munka célja: fizikai inga mozgási mintáinak tanulmányozása megfordítható inga segítségével

n anyagpontból álló rendszer lendülete AZ IMPULZUS, IMPUSZUS ÉS ENERGIA MEGMARADÁSÁNAK TÖRVÉNYEI ahol az i-edik pont impulzusa t időpontban (i és tömege és sebessége) A rendszer impulzusának változásának törvényéből ahol

8. előadás Hullámmozgás Rezgések terjedése homogén rugalmas közegben Hossz- és keresztirányú hullámok Síkharmonikus haladó hullám elmozdulásának, sebességének és relatív alakváltozásának egyenlete

A kaotikus dinamikus rendszerek matematikai alapjai Alekszandr Loskutov, Fizikai Kar, Moszkvai Állami Egyetem Absztrakt A különféle eredetű rendszerek leírásának dinamikus megközelítése Newton kora óta ismert.

5. Paraméteres rezgések 5.. Bevezetés Az oszcillációk előfordulásának és előfordulásának korábban vizsgált eseteit az jellemezte, hogy a mozgás során megnyilvánuló erők valamelyikének tulajdoníthatók.

A bifurkáció fogalma. Az egyensúlyi helyzetek kettéágazásai. A dinamikus rendszerek differenciálegyenletei gyakran nemcsak a fázisváltozóktól függenek, hanem a paraméterektől is, pl. a következő szerkezettel rendelkeznek: ẋ =

1 8. ELŐADÁS Véletlenszerű és determinisztikus folyamatok. Igaza volt Laplace-nek? Káosz a természetben és a mindennapokban. Mi az a véletlen szám? Kaotikus jel, mint egy differenciálegyenlet megoldása. Nyítás

TOMSKI ÁLLAMI EGYETEM Fizikai kar EGY TAVASZI INGA ERŐLT REZGÉSÉNEK TANULMÁNYA Módszertani utasítások laboratóriumi munkák végzéséhez Tomszk 14 Módszertani felülvizsgálata és jóváhagyása

A turbulencia néhány diszkrét modellje Akishev A.A. Szövetségi Állami Autonóm Szakmai Felsőoktatási Intézmény "Ural Szövetségi Egyetem, amelyet Oroszország első elnökéről, B.N. Jelcin" Jekatyerinburg, Oroszország A mű a hét dimenziót vizsgálja

7. fejezet A REND ÉS A KÁOSZ ELMÉLETE. ENTRÓPIA ÉS INFORMÁCIÓ 7.1. Szeminárium óraterv 1. Reverzibilis és irreverzibilis folyamatok zárt és nyitott rendszerekre. 2. Adott állapot termodinamikai valószínűsége.

5. témakör. Mechanikai rezgések és hullámok. 5.1. Harmonikus rezgések és jellemzőik Az oszcillációk olyan folyamatok, amelyeket különböző fokú ismételhetőség jellemez. Az ismétlődő fizikai természetétől függően

2. Fázistér 1 2. Fázistér Mielőtt rátérnénk az ODE-k Cauchy-problémáinak megoldására szolgáló numerikus módszerekre (lásd a következő bekezdéseket), ejtsünk néhány szót a megjelenítésük fontos szempontjairól.

Rend és rendetlenség a természetben. Szinergetika. „AZ EGÉSZ RENDEZETT VILÁG A KÁOSZBÓL KERÜLT” (mítosz) 1917. január 25. „REND A KÁOSZBÓL” (I. Prigogine) Az élet evolúciója során a rend kialakítása energiát igényel,

A munka célja. Ismerkedjen meg a csillapítatlan és csillapított szabad mechanikai rezgések főbb jellemzőivel. Feladat. Határozza meg a rugóinga természetes lengésének periódusát; ellenőrizze a linearitást

8. ELŐADÁS AZ ELEKTRONDINAMIKA KVAZIKLASSZIKUS JELLEMZÉSE. ELEKTRONIKUS VEZETŐKÉPESSÉG FÉMEKBEN. ELEKTRONIKUS HŐ- ÉS ELEKTROMOS VEZETŐképesség Nézzük meg, miben különbözik az elektronikus folyadék az elektrongáztól.

11. ELŐADÁS KVANTUMMÁGNESES HATÁSOK ELEKTRONGÁZOKBAN Ezt az előadást az elektrongáz mágnesességének szenteljük. Olyan problémák, mint a de Haas van Alphen-effektus, a kvantum Hall-effektus,

Rezgések és hullámok Az oszcilláció olyan folyamat, amelyet bizonyos időben megismételhetőség jellemez. Oszcillációs rendszer (oszcillátor) Olyan rendszer, amely rezeg Az oszcillálóra gyakorolt ​​hatás természete szerint.

„RADIOKÉMIA I. kötet RADIOAKTIVITÁS ÉS SUGÁRZÁS Tankönyv Moszkva Bekman I. N. UDC 539.1 BBK 24.13 B Bekman Igor Nikolaevich - a kémiai tudományok doktora, a Radiokémiai Tanszék professzora...”

-- [ 1 oldal ] --

I. N. Bekman

RADIOKÉMIA

RADIOAKTIVITÁS ÉS SUGÁRZÁS

Oktatóanyag

Bekman I. N.

Bekman Igor Nikolaevich -

A kémiai tudományok doktora, a Moszkvai Állami Egyetem Kémiai Karának Radiokémiai Tanszékének professzora, M.V. Lomonoszov;

A Moszkvai Állami Egyetem tiszteletbeli professzora.

Szerkesztők Beckman E.M. és Polonskaya-Buslaeva O.A.

Bekman I.N.

B42 Radioaktivitás és sugárzás. Radiokémia.

1. kötet: tankönyv / I.N. Bekman - Moszkvai régió, Shchelkovo:

Kiadó Markhotin P.Yu. 2011.- 398 p.

ISBN 978-5-905722-05-9 „Radioaktivitás és sugárzás” - a „Radiokémia” tankönyv első része. A könyv szisztematikus információkat tartalmaz a radioaktivitásról, a radionuklidokról és a kísérő sugárzásról, a radioaktív izotópok bomlásának és felhalmozódásának kinetikájáról, a mag és a nukleáris folyamatok szerkezetéről, a radioaktív sugárzás forrásairól, a radioaktív sugárzás rögzítésének módszereiről, a sugárzás anyaggal való kölcsönhatásáról, izotópszétválasztás módszerei, valamint a radiometriás mérések eredményeinek statisztikai feldolgozásának módszerei. Tájékoztatást adnak a sugárzás biológiai hatásairól, áttekintik a sugárzási dozimetriai módszereket, valamint tárgyalják a radionuklidokkal végzett munka biztonsági szabályait. Leírják néhány radioaktív izotóp tulajdonságait.

A kézikönyv hasznos lehet radiokémiás hallgatóknak, kémiai és műszaki egyetemek alap- és posztgraduális hallgatóinak, radioaktív anyagokkal foglalkozó kutatóknak, valamint mindazoknak, akik érdeklődnek az izotópok, radioaktív sugárzások és ezek modern tudományban, technikában és gyógyászatban való felhasználási módjai iránt.

BBK 23.1 ISBN 978-5-905722-05-9 © Bekman I.N., 2011 Radioaktivitás és sugárzás. Radiokémia. Hang 1

ELŐSZÓ

A „Radioaktivitás és sugárzás” a „Radiokémia” tankönyv első része, amely hét kötetből áll: 1. Radioaktivitás és sugárzás (A radiokémia alapjai), 2. Radioaktív elemek (Radioaktív elemek nukleáris fizikai, radiológiai és kémiai tulajdonságai; előállításuk és felhasználásuk ), 3. Alapvető radiokémia (Forró atomok kémiája, radionuklidok állapota és diffúziója különböző közegekben; radioaktív anyagok elválasztásának módszerei), 4. Nukleáris ipar és ipari radiokémia (Nukleáris üzemanyagciklusok; radiokémiai technológiák az atommagban ipar), 5. Alkalmazott radiokémia (Módszer radioaktív nyomjelzők, nukleáris fizikai és radionuklid diagnosztikai módszerek), 6. Környezeti radiokémia és radioökológia (Radionuklidok állapota és migrációja természetes környezetben), 7. Sugárzás és nukleáris medicina: fizikai és kémiai szempontok (Szintézis radiofarmakonok és diagnosztikai és terápiás felhasználásuk) .

Az egyetemi oktatási folyamat szempontjából a „Radioaktivitás és sugárzás” kézikönyv tartalmazza a párhuzamos előadásokon bemutatott anyagok megértéséhez szükséges információkat:

„Alapvető és alkalmazott radiokémia”, „Atomipar”, „Atomfizika”, „Radioökológia” stb. A könyv azonban bármilyen oktatási folyamathoz való kapcsolódás nélkül is használható, mindenkinek ajánlható, aki érdeklődik a jelenség iránt. a radioaktivitás és a radionuklidokkal és az általuk kibocsátott ionizáló sugárzással végzett munka során felmerülő problémák.

A javasolt tankönyv a radiokémia fizikai alapjaira összpontosít, különös tekintettel az atom- és magfizika elemeire, valamint a sugárzási kémiára. Olyan szempontok, mint az atommagok tulajdonságai, a radioaktivitás jelensége, a radionuklidok bomlásának és felhalmozódásának kinetikája, nukleáris folyamatok, radioaktív sugárzás forrásai, különféle sugárzások tulajdonságai, sugárzás kölcsönhatása anyaggal, radioaktív izotópok előállításának módszerei , a stabil elemek egyes radioaktív izotópjainak tulajdonságait, a radioaktív sugárzás rögzítésének módszereit és a szilárd, folyékony és gáznemű anyagok radioaktivitásának mérési módszereit vizsgáljuk. Tájékoztatást nyújtanak a sugárzás biológiai hatásairól, a sugárzási dozimetriai módszerekről, valamint a radionuklidokkal végzett munka biztonsági szabályairól. A kézikönyv utolsó része a radiometriás mérések eredményeinek statisztikai feldolgozásának főbb módszereit tartalmazza.

A tankönyv a Moszkvai Állami Egyetem Kémiai Karának Radiokémiai Tanszékén több mint húsz éve elhangzott előadások alapján készült. M. V. Lomonoszov.

Bekman I. N.

1. A RADIOAKTIVITÁS FELFEDEZÉSÉNEK TÖRTÉNETE

ÉS IONIZÁLÓ SUGÁRZÁS

A radioaktivitás felfedezése a 19. század végén történt, és véletlenül. Ez azonban nyilvánvalóan elkerülhetetlen volt, amit az a tény is bizonyít, hogy az uránsók titokzatos sugárzásának kibocsátásáról ugyanezen század közepén a francia Niepce (1858) és Saint-Victor (1867) egymástól függetlenül számolt be. Sajnos megfigyeléseik nem váltak felfedezéssé, és feledésbe merültek. A radioaktivitás jelenségét A. Becquerel fedezte fel 1896-ban. Maga a felfedezés váratlan volt, de az atom szerkezetének és a sugárzás tulajdonságainak tanulmányozására irányuló célzott munka részeként történt.

Ez a fejezet a radioaktivitás doktrínájának fejlődési szakaszait, az atommag felfedezéséhez vezető kísérleteket, a radioaktív bomlás törvényeit, a nukleáris folyamatokat és az ionizáló sugárzás tulajdonságait vizsgálja.

1.1 Alapvető elemi részecskék Elektron.

Évezredeken át az atom oszthatatlanságának és „szerkezet nélküliségének” hipotézise uralkodott a tudományban. Az ettől az elképzeléstől való eltérés az elektromosság elméletében kezdődött. 1749-ben B. Franklin azt javasolta, hogy az elektromosság egyfajta anyagi anyag. Műveiben jelennek meg először a kifejezések: töltés (pozitív és negatív), elektromosság részecskéi. Az „elektron” kifejezést az elektrokémia alapvető oszthatatlan töltésegységének megnevezéseként J. J. Stoney javasolta 1894-ben. Az elektron mint részecske felfedezése J. J. Thomson tulajdona, aki 1897-ben megállapította, hogy a töltés/tömeg arány a katódsugarak esetében nem függ a forrásanyagtól. 1833-ban M. Faraday, hogy megmagyarázza az elektrolízissel kapcsolatos kísérleteket, bevezette az „ion” kifejezést az elektrolitban lévő elektromosság hordozóira, és feltételezte, hogy az ionnak állandó töltése van.

Az „elektron” név a görög „borostyán” szóból származik: az ókori Görögországban a természettudósok kísérleteket végeztek - a borostyándarabokat gyapjúval dörzsölték, majd vonzották a kis tárgyakat.

Az elektron - a negatív elemi elektromos töltés hordozója - és az ionok felfedezése az atom bonyolult szerkezetéről és annak lehetőségéről tanúskodott, hogy egyes komponensekre omlik.

Az első elemi részecske - az elektron - katódsugarak felfedezésében jelentős szerepet játszottak J. Plücker 1859-ben. A nevet E. Goldstein adta, aki úgy gondolta, hogy a katódsugarak egy hullámfolyamatot képviselnek az éterben. V. Crookes azzal érvelt, hogy a katódsugarak anyagrészecskék folyamai. 1895-ben J. Perrin kísérletileg bebizonyította, hogy a katódsugarak negatív töltésű részecskék áramlása, amelyek egyenes vonalúan mozognak, de mágneses térrel eltéríthetők. Nem minden fizikus értett egyet az atomelektromosság hipotézisével. Így J. Maxwell, aki megalkotta az elektromos és mágneses jelenségek alapvető elméletét, kategorikusan elutasította azt.

A katódsugarak egy vákuumban lévő elektronsugár, amely mágneses teret hoz létre, és eltérít a mágneses és elektromágneses mezőkben.

4 Radioaktivitás és sugárzás. Radiokémia. 1. kötet 1895 óta J. J. Thomson a Cambridge-i Egyetem Cavendish Laboratóriumában kvantitatív vizsgálatba kezdett a katódsugarak elektromos és mágneses mezőkben való eltérítésével kapcsolatban. Geissler csővel dolgozott.

Thomson bebizonyította, hogy minden katódsugarakat alkotó részecske azonos egymással, és az anyag része. Thomson a katódsugarak részecskéit „testeknek” nevezte. Hipotézise szerint a katódsugarak olyan részecskékből állnak, amelyek töltése nem haladja meg az ionok elemi töltését e. Az ilyen részecskék tömegének több ezerszer kisebbnek kell lennie az atom tömegénél. (Valóban, mint kiderült, az elektron tömege a hidrogénatom tömegének 1/1837-e). Thomson a Királyi Társaság 1897. április 29-i ülésén bemutatta azt a hipotézist, hogy az anyag még az atomoknál is finomabb töredezettségű állapotban van. Az elektron gondolata azonban nem kapott azonnal elfogadottságot.

Így M. Planck nem hitt az elektronhipotézisben. Az "elektron" szót eredetileg a "testtesten" lévő töltés mennyiségének jelölésére használták. Csak idővel magát a részecskét kezdték elektronnak nevezni. Az elektron elektromos töltését R. Millikan mérte meg 1912-ben, és csak ezután nyert létjogot ez az első elemi részecske. 1923-ban Louis de Broglie felvetette, hogy az elektronnak lehetnek hullámtulajdonságai. 1925-ben J. Uhlenbeck és S. Goudsmit feltételezte az elektron spinjét. 1927-ben K. Davisson, L. Germer és J. Thomson megerősítette az elektron hullámtermészetét.

A foton létezésének közvetlen kísérleti bizonyítékát R. Millikan adta 1915-ben a fotoelektromos hatásról szóló tanulmányaiban, valamint A. Compton 1922-ben, aki felfedezte a röntgensugarak szóródását frekvenciájuk változásával. Mivel a foton nyugalmi tömege más részecskékkel (kivéve a neutrínókat) eltérően nulla, a fotont nem tekintették azonnal részecskének: eleinte azt hitték, hogy a véges és a nullától eltérő nyugalmi tömeg jelenléte kötelező jellemzője a fotonnak. elemi részecske. A „fénykvantum” fogalmát Planck vezette be 1901-ben, hogy megmagyarázza a fekete test sugárzásának törvényeit. De akkor a fotont nem részecskének tekintették, hanem csak az egyik vagy másik frekvenciájú fényenergia lehető legkisebb „részét”. Bár Planck feltételezése a fényenergia kvantálásáról abszolút ellentmondott az egész klasszikus elméletnek, maga Planck ezt nem értette meg azonnal. Ezt írta: „...megpróbáltam valahogy bevezetni a h értékét a klasszikus elmélet keretei közé. Ez az érték azonban minden ilyen próbálkozás ellenére nagyon makacsnak bizonyult.” Ezt az értéket később Planck-állandónak nevezték el (h=6,626·10-34 J·s).

A fotonok A. Einstein relativitáselméletének keretein belül kapták meg a részecskék státuszát, aki 1905-ben kimutatta, hogy a kvantumoknak nemcsak energiájuk van, hanem lendületük is, és hogy részecskék (nulla nyugalmi tömeggel mozognak). fénysebességgel). Az elektromágneses sugárzás (fény) egyedi kvantumok (fotonok) áramlása, amely jól megmagyarázza a fotoelektromos hatás törvényeit.

A második elemi részecskét, a protont Rutherford fedezte fel 1919-ben, bár a H+-ion akkor már régóta ismert volt.

Bekman I. N.

1913-ban E. Rutherford azt a hipotézist terjesztette elő, hogy bármely kémiai elem atommagjában lévő részecskék egyikének a hidrogénatom magjának kell lennie, mert Azt már korábban is ismerték, hogy a kémiai elemek atomjainak tömege egész számmal haladja meg a hidrogénatom tömegét. Rutherford kísérletet állított fel a -részecskék és a nitrogénatom atommagjai közötti kölcsönhatás tanulmányozására.

A kölcsönhatás eredményeként a nitrogénatom magjából kibocsátott egy részecske, amelyet 1920-ban Rutherford protonnak nevezett (a görög legegyszerűbb szóból elsődleges), és azt sugallta, hogy ez egy hidrogénatom magja.

A nitrogén és a hélium (részecskék) nukleáris reakciója a következő formában történik:

7 N + 2 He 8 O +1 p (1) Rutherford arra a következtetésre jutott, hogy „a nitrogénatom magja a gyors részecskével való ütközés során fellépő hatalmas erők hatására szétesik, és a felszabaduló hidrogénatom szerves részét képezi a nitrogénatomnak. nitrogén atommag." 1925-ben P. Blackett megkapta az első fényképeket a protonnyomokról egy felhőkamrában, ezzel egyidejűleg megerősítve az elemek mesterséges átalakulásának felfedezését. 1933-ban O. Stern megmérte a proton mágneses momentumát. 1955-ben O. Chamberlain, E. Segre, K. Wigand és T. Ypsilantis fedezte fel az antiprotont. 1956-ban R. Hofstadter először mérte meg a proton elektromágneses sugarát.

1920-ban Rutherford azt javasolta, hogy legyen egy olyan részecske, amelynek tömege megegyezik a proton tömegével, de elektromos töltés nélkül. Rutherfordnak azonban nem sikerült ilyen részecskét kimutatnia.

1930-ban W. Bothe és G. Becker lítiumot és berilliumot sugárzott be

A keletkező behatoló sugárzást részecskék és Geiger-számláló segítségével rögzítettük. Mivel ezt a sugárzást nem befolyásolták elektromos és mágneses mezők, és nagy áthatoló ereje volt, a szerzők arra a következtetésre jutottak, hogy kemény sugárzást bocsátanak ki. 1932-ben Frederic és Irène Joliot-Curie kísérleteket is végzett berilliummal, új áthatoló sugárzást engedve át egy paraffin blokkon. Felfedezték, hogy a paraffinból nagy energiájú protonok szabadulnak fel, és arra a következtetésre jutottak, hogy ahogy a sugárzás áthaladt a paraffinon, az a szórás következtében protonokat generál.

J. Chadwick 1932-ben megismételte a berillium besugárzással kapcsolatos kísérletet

Részecskék. Paraffint is használt, és arányos számláló segítségével a különböző részecskék közötti energiaeloszlás meghatározására kimutatta, hogy a behatoló sugárzás protonokhoz közeli tömegű semleges részecskékből – neutronokból – áll. Például a berillium esetében nukleáris reakció eredményeként keletkeznek:

4 Be+2 He=6 C+0 n. (2) Egy anyagon áthaladva a neutronok nem veszítenek energiát az anyag atomjainak ionizálásához, ezért óriási áthatoló erejük van.

Chadwick a neutron tömegét a neutront érintő magreakciók energiamérlegének elemzésével becsülte meg. Az új részecske tulajdonságait Joliot-Cury-k tanulmányozták, akik kimutatták, hogy instabil a protonhoz képest; tömegére 1,0 értéket találtak (16O = 16 000-nél). Felmérték a neutronok kinetikus energiáját, a kibocsátott radioaktivitást és a sugárzást. Radiokémia. 1. kötet a Po+Be forrásból. Ezek a munkák vezettek a mesterséges radioaktivitás felfedezéséhez.

1951-ben J. Robson megmérte a neutron felezési idejét.

A szabad neutron felezési idejének (11,7 perc) meglehetősen pontos meghatározását 1959-ben végezte el P.E. 2005-ben A.P. Serebrov ezt az értéket T=10,14 percre finomította, és 2010-ben K. Nakamura T=10,18 perc felezési időt javasolt a neutronra.

Pozitron.

A 20. század 30-50-es éveiben új részecskéket fedeztek fel főleg a kozmikus sugarakban. 1932-ben A. Anderson felfedezte összetételükben az első antirészecskét - egy pozitront (e+) - egy elektron tömegű, de pozitív elektromos töltésű részecskét. A pozitron létezése közvetlenül követte az elektron relativisztikus elméletét, amelyet P. Dirac (1928-31) dolgozott ki röviddel a pozitron felfedezése előtt.

A pozitron létezését Blackett és Occhialini felhőkamrás megfigyelései igazolták. Aztán Joliot-Curiék felfedezték, hogy a -sugarak átalakulása során pozitronok keletkeznek, és mesterséges radioaktív izotópok is bocsátanak ki. A foton óta

A sugárzás semleges lévén egy párt alkot: egy pozitront és egy elektront, majd az elektromos töltés megmaradásának elvéből következik, hogy abszolút értékben a pozitron töltése egyenlő egy elektron töltésével.

Először J. Thibault mérte meg a pozitron tömegét, aki megállapította, hogy egy pozitron és egy elektron tömege kevesebb, mint 15%-kal különbözik. Későbbi kísérletek megerősítették, hogy a pozitron és az elektron egyenlő tömegű.

1938-ban E. Stückelberg bevezette a barionszám fogalmát, hogy megmagyarázza a proton stabilitását.

Neutrino.

A neutrínó, az anyaggal alig kölcsönhatásba lépő részecske felfedezése W. Pauli (1930) elméleti sejtésével kezdődött, amely egy ilyen részecske megjelenésének feltételezése miatt lehetővé tette az alkalmazási nehézségek kiküszöbölését. az energiamegmaradás törvénye a radioaktív atommagok bomlási folyamataira. A neutrínók létezését kísérletileg csak 1953-ban igazolták (F. Reines és K. Cowan, USA).

1933-ban a neutrínók figyelembevételével megalkották a -bomlás elméletét; bevezették az új típusú interakció fogalmát - gyenge (E. Fermi). Fermi elmélete az atommag proton-neutron modelljén alapul, és a neutrínók fogalmára, valamint a spin és az energia megmaradásának törvényeire támaszkodik.

Az 1930-as években Fermi elméletét a pozitron-bomlásra (Wick, 1934) és az atommag szögimpulzusának megváltozásával járó átmenetekre általánosították (Gamow és Teller, 1937). 1938-ban A. Alikhanov és A. Alikhanyan azt javasolta, hogy tanulmányozzák az atommagok visszarúgását az elektronbefogás folyamatában (a 7Be elektronbefogása) a neutrínók kimutatása érdekében. 1943-ban J. S. Allen a 7Be atommag elektronbefogása során megmérte a végső mag (7Li) visszarúgási impulzusát, megerősítve a neutrínók létezésének hipotézisét. 1946-ban B. Pontecorvo javasolta a „klóros módszert” a neutrínók kimutatására.

1956-ban F. Reines és K. Cohen antineutrínókat észlelt. 1962-ben megállapították, hogy két különböző neutrínó létezik: az elektron Beckman I.N.

noe és müon. 1964-ben felfedezték a kombinált paritás meg nem őrzését a semleges K-mezonok bomlásaiban (amelyet Li Tsung-dao és Yang Zhen-ning, valamint egymástól függetlenül L. D. Landau vezetett be 1956-ban). 1957-ben B. Pontecorvo felvetette a neutrínó rezgésének ötletét. 1962-ben L. Lederman kimutatta, hogy az elektronneutrínó különbözik a müonneutrínótól. 1998-ban szerezték meg az első bizonyítékot a neutrínó oszcillációjára (a légköri müonneutrínók regisztrálása során a Super-Kamiokande létesítményben, Japánban).

1.2 Röntgensugárzás A röntgensugárzás felfedezéséhez Crookes-csővel, gázkisüléssel és katódsugárzással végzett kísérletek vezettek (W. Crookes, 1890).

A katódsugarak a 18. század közepe óta ismertek. Már 1748-ban észrevették, hogy egy üvegcsőben villantak fel fények, amelyekből elektromos szikrát vezettek át. Száz évvel később Faraday hasonló jelenséget figyelt meg, amikor egy elektromos gépből áramot adott egy ritka levegőt tartalmazó üvegcsőre. Megjegyezte, hogy a pozitív elektródából (anódból) lila fény áradt ki, amely majdnem a katódig nyúlik, amely szintén villogott a sötétben. Húsz évvel később Plucker, aki erős vákuumot ért el az üvegcsőben, észrevette, hogy nemcsak a katód izzik, hanem a közelében lévő üveg is. Tíz évvel később Hittorf szilárd tárgyat helyezett a katód és a foszforeszkáló üveg közé, és észrevette, hogy az árnyékot vet. Amiből arra a következtetésre jutott, hogy a katód láthatatlan sugarakat bocsát ki.

W. Crookes, aki sok különböző formájú katódsugárcsövet talált fel, azt javasolta, hogy a katódsugarak negatív töltésű részecskék áramlása. 1891-ben G. Hertz felfedezte, hogy a katódsugarak vékony fémrétegeken haladnak át. 1894-ben F. Lenard katódsugarat vont ki egy csőből. A végébe lyukat csinált és vékony alufóliával letakarta, hogy ne törjön meg a vákuum.

Rizs. 1. Röntgenfelvétel Bertha Roentgen kezéről.

A német tudós, V. K. Roentgen a katódsugarakat tanulmányozta, és egy Hittorf-csővel kísérletezett. 1895.11.08. A röntgensugarak felfedezték a bárium-platina kén-dioxiddal (bárium-tetracianoplatinát, Ba) bevont képernyő fényét. Mivel a képernyő a sugárforrástól jelentős távolságra helyezkedett el (a katódsugarak nem tudták elérni), és a csövet fényálló burkolat borította, Roentgen feltételezte, hogy a képernyő fényét nagy energiájú láthatatlan anyag okozza. sugarak. Röntgensugaraknak nevezte őket (egyes országokban, így Oroszországban is, ma már röntgensugárzásnak nevezik). Roentgen felfedezésének széleskörű felismerését elősegítette, hogy különböző tárgyakról fényképfelvételeket készített röntgenfelvételeken.

1896. 01. 20. Henri Poincaré a Párizsi Akadémia ülésén az új sugarak felfedezéséről beszélt, és azt javasolta, hogy a röntgensugárzás a fluoreszcenciával függ össze, és talán minden radioaktivitás és sugárzás keletkezik. Radiokémia. 1. kötet, ahol lumineszcens anyagokban és nincs szükség katódcsőre a röntgensugárzás előállításához.

1896 februárjában-márciusában Henri Becquerel tesztelte ezt a hipotézist.

Fényképezést alkalmazott fekete papíron keresztül, amely napfény által aktivált uránsó kristályokat tartalmazott.

Megjegyzés. A kísérlethez Becquerel édesapja kiterjedt gyűjteményéből egy sót választott, amely a napfény hatására nagy intenzitású izzást mutatott (sárgászöld foszforeszcencia) - uranil és kálium kettős szulfátját (UO2SO4 K2SO4 2H2O). A só kiválasztása véletlenszerű volt – olyan sók álltak rendelkezésére, amelyek hasonló tulajdonságokkal rendelkeznek, de nem tartalmaztak uránt. Ha Becquerel bármilyen más sót vett volna be, a radioaktivitás felfedezése nem történt volna meg. Ezért a radioaktivitás véletlen felfedezéséről beszélnek. Az összes művelet alapossága és pontossága azonban lehetővé tette Becquerel számára, hogy nagyszerű felfedezést tegyen.

Az első szakaszban a kísérletek megerősítették Poincaré hipotézisét, de hamarosan Becquerel felfedezte, hogy az uránsó még napfény nélkül is képes sugárzást bocsátani a fekete papíron. A gyógyszer erősen áthatoló, de nem röntgensugárzás jelenlétét különösen egyértelműen igazolta az a kísérlet, amelyben egy állványt, amelynek mélyedéseibe uránsót öntöttek, két fekete papírba csomagolt fényképezőlap közé helyeztek. Mindkét lemez meglehetősen tiszta képet adott (2. ábra).

Rizs. 2. Az állvány mélyedéseiben elhelyezett uránsó (kálium-uranil-szulfát) lenyomata az állvány különböző oldalaira erősített fényképezőlapokon.

A. Becquerel a radioaktivitás jelenségének felfedezése (1896.03.01.).

Kutatásait folytatva Becquerel felfedezte, hogy csak az uránsók bocsátanak ki új sugárzást, más lumineszcens vagy foszforeszkáló anyagok nem bocsátanak ki sugárzást.

Az uránsók esetében a sugárzás intenzitását csak a készítményben lévő urán mennyisége határozza meg, és teljesen független nemcsak a hőmérséklettől és az aggregációs állapottól, hanem attól is, hogy az uránt milyen vegyületekben tartalmazza. A sugárzást nem a vegyület, hanem az urán kémiai elem bocsátja ki. Ez végül bebizonyosodott, amikor fémuránnal dolgoztunk, amely aktívabbnak bizonyult, mint a sói.

Így fedezték fel a radioaktivitás jelenségét: egyes elemek azon tulajdonságát, hogy spontán lebomlanak és sugárzást bocsátanak ki anélkül, hogy kívülről energiát visznek be. A következő néhány évben kiderült, hogy az urán sugárzási ereje nem csökken az idő múlásával.

M. Curie 1901-ben vezette be a radioaktivitás fogalmát. 1902-ben V. Ramsay kísérletileg kimutatta, hogy a radioaktív folyamat egy anyag bomlásának monomolekuláris reakciójaként megy végbe, E. Rutherford és F. Soddy pedig a radioaktív folyamat mechanizmusának első magyarázatát a spontán bomlás jelenségeként javasolta. kémiai elem: a radioaktív elemek atomjai spontán bomláson mennek keresztül, amihez az emisszió - vagy -részecskék és egy új elem atomjának kialakulása társul. 1903-ban megfogalmazták a radioaktív Bekman I.N. törvényét is.

transzformációkat és megadta annak matematikai kifejezését, melynek kanonikus formája Nt=N0.e-t általánosan elfogadott manapság. A javasolt séma szerint például a rádium radioaktív bomlása radonná és héliummá alakul át. A hélium képződését V. Ramsay és F. Soddy kísérletileg igazolta.

A radioaktív jelenségek kvantitatív értelmezése azután vált lehetővé, hogy E. Schweidler 1905-ben bebizonyította a radioaktív átalakulások statisztikai természetét, és bevezette a „bomlási valószínűség” és a „felezési idő” fogalmait. Ezen elképzelések kísérleti alátámasztását 1906-ban K. Kohlrausch adta. Így alakult ki a radioaktivitás valószínűségi folyamatként való értelmezése.

1934-ben a Joliot-Curie házaspár mesterséges radioaktivitást fedezett fel. Magtranszformációk révén könnyű elemek instabil izotópjait kapták, amelyek a relatív tömegszámtól függően sugárzást bocsátottak ki. A viszonylag nagy tömegszámú izotópok úgy bocsátottak ki elektronokat, hogy atomtöltésük eggyel nőtt, és a periódusos rendszer egy helyére jobbra tolódott. Ha a tömegszám viszonylag kicsinek bizonyult, akkor az izotópok egy hellyel balra mozdultak el, pozitronokat bocsátottak ki, és ezáltal eggyel csökkentették a magtöltésüket. Ezen magreakciók eredményeként ismert könnyű elemek radioaktív izotópjai keletkeznek, például oxigén, szén, nitrogén, fluor és mások.

1.3 Radioaktív elemek és izotópok 1898-ban M. Curie és G. Schmidt egymástól függetlenül fedezte fel a tórium aktivitását.

1897-ben Becquerel P. Curie-hez fordult azzal a kéréssel, hogy derítse ki, vannak-e szennyeződések a kibocsátott anyagokban, amelyek különleges szerepet játszhatnak. P. Curie javasolta M. Sklodowska-Curie-nak, hogy dolgozzon ezen a témán. 1896-ban Curieék felfedezték, hogy az uránásványok radioaktivitása nagyobb, mint a bennük lévő urán radioaktivitása. Ez a megfigyelés vezette őket ahhoz az elmélethez, hogy az uránásványok az uránnál lényegesen radioaktívabb elemet tartalmaznak.

A cseh Jáchymov-lelőhelyből származó több tonna uránérc feldolgozásával két erősen radioaktív csapadékot kaptak: bárium-szulfátot és bizmut-hidroxidot. A bizmut-hidroxid üledékében 1898-ban egy új elemet fedeztek fel - a polóniumot (tiszta formájában nem lehetett izolálni;

A polónium-klorid 900-szor aktívabbnak bizonyult, mint az urán). 1902-ben a rádiumot bárium-szulfát csapadékából izolálták (M. Curie, P. Curie és J. Bemont).

Ezekben a munkákban a radioaktív jelenségek sajátos anyaghordozóját (radioaktív elemek atomjai) jelölték meg, és valóban egy olyan hordozót (rádiumot) fedeztek fel, amelyben a vizsgált folyamat sokkal nagyobb intenzitással megy végbe, mint az uránban.

A radioaktivitás felfedezése nagy érdeklődést váltott ki a tudósok körében. Sajnos rádiumot nem lehetett vásárolni. A helyzetet a német vegyész, F. Giesel professzor, a kinin specialistája mentette meg. Aktív anyagokat izolált az uránércekből körülbelül egy időben, mint a Curie-k. Miután modernizálta a K.R. Fresenius, használt enyhén modiRadioaktivitás és sugárzás. Radiokémia. A Curie módosított formájának 1. kötetében Gisel rádium-kloridról rádium-bromidra váltott, és meglehetősen tiszta rádiumsót kapott. (1898-ban M. és P. Curie-nek még nem volt teljesen tiszta mintája két új radioaktív sugárzóról). M. Curie előtt izolálta a rádiumkészítményt. 1900-ban Giesel felfedezett egy új radioaktív elemet, bár azonnal világossá vált, hogy azt már A. Debjorn fedezte fel (1899), és az aktinium nevet kapta. 1903 óta F. Giesel (Hininfabrik cég, Braunschweig) kezdett tiszta rádiumvegyületeket árulni viszonylag kedvező áron (a rádium-bromid-hidrát az elem 50%-át tartalmazza). Korábban legfeljebb 0,1% rádiumot tartalmazó vegyületekkel kellett dolgozni!

1900-ban E. Rutherford felfedezett egy radioaktív gázt, amelyet tóriumsók bocsátanak ki, és ezt emanációnak nevezte (ma thoron, Tn, 220Rn). Ugyanebben az évben Dorn megállapította, hogy a rádiumsók is bocsátanak ki emanációt (radon, 222Rn), 1903-ban pedig A. Debjorn kimutatta, hogy az aktiniumsók aktinont bocsátanak ki (An, 219Rn). 1902-ben E. Rutherford és F. Soddy bebizonyította, hogy a toron inert gáz. Ugyanebben az évben megmérték a levegőben a rádium emanáció diffúziós együtthatóját (P. Curie, J. Dunn). 1903-ban felfedezték a radiotóriumot (228Th) (O. Khan). 1906-ban N. Campbell és A. Wood felfedezte a kálium és a rubídium radioaktivitását. Így bebizonyosodott, hogy a radioaktivitás nemcsak a nehéz atomok sajátja, hanem a periódusos rendszer bármely elemében megnyilvánulhat. A protaktinumot O. Khan és L. Meitner fedezte fel 1907-ben. 1909-ben.

bebizonyosodott, hogy az ólom különböző izotópjai három természetes radioaktív család végtermékei (J. Gray). 1910-ben tiszta fémes rádiumot kaptak (M. Curie, A. Debierne). Az első nemzetközi rádiumszabvány (M. Curie, A. Debierne) 1911-ben készült.

1912-ben megtörtént az izotópok felfedezése - 20 és 22 tömegű neonatomok létezését fedezték fel (J. J. Thomson).

1913-ban vezették be az izotóp fogalmát és demonstrálták az izotópiát radioaktív elemekben (F. Soddy), megfogalmazták a radioaktív bomlás eltolási szabályát (elmozdulási törvényét) - a Soddy Fayans eltolási szabályt (F. Soddy és K. Fayans ettől függetlenül). egymást, valamint A .S.Russell), ami lehetővé tette, hogy arra a gondolatra jussunk, hogy egy atom magjának töltése megegyezik a periódusos rendszer megfelelő elemének sorszámával. Ugyanebben az évben gázdiffúziós módszerrel (F. Aston) végeztek izotópszétválasztást. 1914-ben diffúziós módszerrel (Hevesy G.) végezték el a kémiailag oszthatatlan radioelemek szétválasztását, és igazolták az ólom stabil izotópjainak létezését (F. Soddy és mások). 1915-ben kidolgozták a jelölt atomok módszerét (D. Hevesy, F. Panet). 1916-ban F. Panet bevezette a kémiai elem fogalmát. 1917-ben magasabb rendű izotópokat - nukleáris izomereket - fedeztek fel (F. Soddy), 1918-ban pedig az izotópok létezését a radioaktív bomlástermékek között (J. J. Thomson).

1919-ben F. Aston épített egy nagy felbontású tömegspektrográfot, és elektromágneses módszert javasolt az izotópok szétválasztására (a tömegspektrográf működési elvét 1907-ben javasolta A.

J. J. Thomson), melynek segítségével a klór és a higany izotópjait fedezték fel, 1920-ban pedig az izotópcsere jellemzőit állapították meg (Hevesy G.). 1918-ban megjósolták a magizoméria létezésének lehetőségét (S. Meyer), 1921-ben pedig a 234Pa példáján fedezték fel az atommagok izomériájának jelenségét (O. Gan). 1923-ban Hevesy D. alkalmazta a jelölt atomok módszerét a Beckman I.N.

biológiai problémák kutatása az ólom növényi oldatból történő felszívódásának vizsgálatával. 1925-re az izotópia jelenségét szinte minden stabil elemre bebizonyították (főleg F. Aston munkájának köszönhetően). Az izotópok jellemzésében fontos szerepet játszott a pakolási együtthatók tömegszámoktól való függése (Aston-görbe).

A tömörítési tényező egy olyan érték, amely megegyezik az atommag tömeghibájának és a tömegszám arányával. A sejtmagban lévő nukleonok fajlagos (egy nukleonra vonatkoztatott) kötési energiájának értékét jellemzi.

Összességében a 20. század 20-as éveire 40 természetes elemet és izotópot fedeztek fel, amelyek között genetikai kapcsolat jött létre.

1911-ben F. Soddy kiadta a „Radioaktív elemek kémiája” című könyvét, amelyben részletesen leírta a rádium egymást követő radioaktív átalakulását a radonon keresztül ólommá.

Az elemek első mesterséges transzmutációját 1918-ban hajtották végre. A levegőben lévő nitrogénatomok részecskékkel történő bombázásával,

E. Rutherford volt az első, aki az elemek mesterséges átalakítását végezte el:

A nitrogénmag a -részecskék (hélium atommagok) hatására átalakult oxigén atommaggá, hidrogén atommag felszabadulásával.

Fontos esemény volt a neutron (Chedwig, 1932) és a mesterséges radioaktivitás (I. és F. Joliot-Curie, 1934) felfedezése.

Az első radioaktív izotópok, amelyeket különféle elemek részecskékkel történő bombázásával fedeztek fel, a 13N, 30P és 27Si voltak. I. és F. Joliot-Curie egy alumíniumlemezt polóniumrészecskékkel bombázva egy Geiger-Muller számláló segítségével megfigyelte, hogy amikor a forrást eltávolították

A részecskék, vagy ha energiájuk egy bizonyos küszöb alá csökken, a neutronok kibocsátása leáll, de a pozitronok kibocsátása 3 perces felezési idővel folytatódik. A szerzők azt javasolták, hogy a nukleáris reakció a következő séma szerint megy végbe:

e + (stabil) 13 Al+ 2 He0 n + 15 P 14 Si (3) Feltételezésüket megerősítették azzal, hogy a besugárzott alumíniumot sósavban oldották, majd a keletkező radioaktív terméket (30РН3) gázárammal eltávolították. Hasonló eredményeket kaptunk a radionitrogénné alakuló bórral és a radioalumíniumot adó magnéziummal.

A második világháború előtt szinte az összes ismert stabil elem radioaktív izotópjainak mesterséges kinyerésének lehetősége bebizonyosodott. Felfedezték a nukleáris reakciókat, amelyek lehetővé tették a radioaktív izotópok előállításának megkezdését és új elemek, köztük a transzurán elemek szintézisét. C. Perrier és E. Segre 1937-ben szintetizálta az első mesterséges elemet - a technéciumot (molibdén atommagok deuteronokkal való bombázásával), E. Segre asztatint kapott (1940), M. Perey felfedezte a franciumot (1939), 1940-ben E. McMillan, P. Abelson 239Np-t (-kibocsátó), G. Seaborg, E. McMillan, A. Wahl, J. Kennedy, E. Segre pedig plutóniumot (beleértve a 239Pu-t.) Az izotópot 1930-ban fedezték fel. 238U (F. Aston) , 1935-ben pedig - 235U (A. Dempster). 1947-ben egy új elemet fedeztek fel az urán hasadási termékeiben - a prométiumot.

1940-ben elvégezték a neptunium (E. Macmillan, P. Abelson) és a plutónium (G. Seaborg, A. Wahl, J. Kennedy, E. Segre) szintézisét, és a tiszta 235U radioaktivitást és sugárzást izolálták. Radiokémia. 1. kötet (J. Dunning, A.

Nir), bebizonyosodott, hogy a 235U a lassú neutronok hasadóképes (Y. Booth, J. Dunning, A. Gross), és megjósolták egy maghasadási láncreakció lehetőségét egy uránt és nehézvizet tartalmazó rendszerben (X. Halban). , L. Kowarski). 1944-ben javasolták az aktinidák elméletét, amely fontos szerepet játszik a nehéz transzurán elemek szisztematikájában és tulajdonságainak előrejelzésében (G. Seaborg). 1946-ban elvégezték a 95. és 96. elem - americium és kúrium - szintézisét (G. Seaborg, R. James, L. Morgan, A. Giorso), megmérték az urán hasadási állandóit (J. Scharf-Goldhaber). , J. Kleiber).

1966-ban L. Lederman kapott antideutérium magokat, és 1970-ben Yu Prokoshkin - antihélium magokat.

1940-1953-ban G. Seaborg és mások transzurán elemeket szintetizáltak - plutónium, neptunium, americium, curium, berkelium, kalifornium, einsteinium, fermium.

A 20. század második felétől napjainkig a nehéz elemek szintézisét a világon három kutatóközpont végzi és végzi: Dubnában (Oroszország), Berkeleyben (USA) és Darmstadtban (Németország) . A 93-tól (neptunium) a nemrég felfedezett 117-ig minden elemet ezekben a laboratóriumokban szereztek be.

1987-ben a Tiszta és Alkalmazott Kémia (IUPAC) és a Fizika Nemzetközi Szövetsége (IUPAP) közös nemzetközi bizottságot hozott létre, amely az új elemek felfedezésének elsőbbségi kérdését vizsgálta. 2010-ben ez a bizottság új elemeket nevezett meg: a 104-es elemet rutherfordiumnak (Rf) nevezték el E. Rutherford tiszteletére; 105. elem - dubnium (Db) az oroszországi város után, ahol ezt és sok más új elemet fedeztek fel; 106. elem - seaborgium (Sg) G. Seaborg amerikai fizikus és radiokémikus tiszteletére, aki részt vett számos új elem izolálásában és szintézisében - a plutóniumtól a mendeleviumig; 107. elem - bohrium (Bh) a híres dán fizikus, N. Bohr tiszteletére; a 108-as elem a hassium (Hs) nevet kapta a németországi Hesse állam tiszteletére, ahol az új elemek szintézisével és tanulmányozásával foglalkozó legnagyobb kutatóközpont található; 109. elem - Maytnerium (Mt) Lise Meitner osztrák kutató (fizikus és radiokémikus) tiszteletére, aki O. Hahnnal együtt felfedezte a protactinium elemet, és számos más fontos munkát végzett, amelyek hozzájárultak az atom szerkezetének kialakításához. ; elem 110 – darmstadtium (Ds) a németországi Darmstadt város tiszteletére, ahol sok új mesterséges elemet fedeztek fel; 111. elem - roentgén (Rg) V. Roentgen tiszteletére; elem - kopernicium (Cp) N. Kopernikusz tiszteletére. 2004-2006 között A 113-as, 114-es és 116-os számú elemek sikeres szintézisének tényét hivatalosan elismerték, 2010-ben pedig a 117-es és 118-as elemeket. Ezeknek az elemeknek még nincs neve.

1.4 Radioaktív sugárzás Miután a kutatók kezében hatalmas, az uránnál milliószor erősebb sugárforrások jelentek meg (rádium, polónium, aktínium készítmények), megkezdődtek a radioaktív sugárzás tulajdonságainak részletes vizsgálatai. Mindenekelőtt a sugarak áthatoló képességét, valamint a mágneses tér sugárzására gyakorolt ​​hatását vizsgálták. Kiderült, hogy a sugárzás nem egyenletes, hanem „sugarak” keveréke. Giesel volt az első, aki bemutatta a „Becquerel-sugarak” eltérülését mágneses térben. P. Curie felfedezte, hogy mágneses és elektromos hatására

–  –  –

Radioaktivitás és sugárzás. Radiokémia. 1. kötet A rádiumsugárzás a biológiai objektumokra is hatással van. 1900-ban

Giesel és Wallhof rámutatott az új sugárzás élettani hatásaira. 1911-ben Becquerelnek radioaktív anyagra volt szüksége egy előadáshoz, kivette a Curie-ből, és a kémcsövet a mellényzsebébe tette. Előadást követően visszaadta a radioaktív szert a tulajdonosoknak, majd másnap bőrpírt fedezett fel testén. Becquerel mesélt erről P. Curie-nek, ő magán kísérletezett: tíz órán át viselt rádiumos kémcsövet az alkarjára kötve. Néhány nap múlva bőrpír jelentkezett, ami fekélybe fordult, amitől két hónapig szenvedett. Hamarosan L. Mathu (Becquerel asszisztense) arról számolt be, hogy a radioaktív sugárzás felgyorsítja a magok csírázását. Aztán felfedezték a sugárzás gyógyító tulajdonságait: a rádium segített a rákban, a lupusban és néhány más bőrbetegségben. Így egy új kezelési módszer – a sugárterápia – alapjait fektették le.

1906-ban felfedezték a jellegzetes röntgensugárzást (C. Varila), 1908-ban pedig kimutatták, hogy az atom alapvető tulajdonsága (C. Barkla, C. Sandler). 1908-ban létrehoztak egy készüléket az egyes töltött részecskék rögzítésére (G. Geiger - W. Muller számláló). 1934-ben Walter Bothe kidolgozta a véletlenszerű módszert.

1910-ben a részecskék energiáját először mágneses térben való elhajlásukkal határozták meg (O. Bayer, O. Gan). 1911-ben E. Rutherford megalkotta a részecskék anyagban való szóródásának elméletét. Ugyanebben az évben kimutatták, hogy az -emitterek bomlási állandói összefüggenek a -részecskék úthosszával (A radioaktív atommagok élettartama és bomlási energiája közötti kapcsolat - Geiger-Natall törvény). 1912-ben felfedezték a kozmikus sugarakat (V.

Geis) és feltalált egy eszközt a töltött részecskék nyomainak megfigyelésére (Charles Wilson kamra). 1913-ban a sugárzási energia folytonos spektrumát fedezték fel (J. Chadwick), igazolták az izotópok röntgenspektrumának azonosságát, és végül megerősítették egy adott elem izotópjainak atomszámának egyenlőségét (E. Rutherford). , E. Andrade).

A kísérleti fejlődés mellett a 20. század elején jelentős előrelépés történt az elméleti fizika területén is. 1900-ban M. Planck megalkotta a kvantumelméletet. 1903-ban A. Einstein bevezette a fénykvantum (foton) fogalmát, és megalkotott egy speciális relativitáselméletet, amely magában foglalta a Poincaré-képletet: E=mc2, amely összekapcsolja a tömeget (m) a teljes belső energiával (E) és a sebességgel. fény (c). Einstein azt javasolta, hogy ellenőrizzék ezt a törvényt a radioaktív anyagok által felszabaduló energia mennyiségének meghatározásával. 1923-ban kísérleti bizonyítékot szereztek a foton létezésére.

1923-ban felfedezték a rövidhullámú sugárzás szabad vagy gyengén kötött elektronok általi szórásának jelenségét (A. Compton-effektus), és ennek elméleti értelmezését adták (A. Compton, P. Debye); visszarúgási atommagokat fedeztek fel (P. Blackett) - egy proton nyomának és a nitrogénmag részecskék általi hasadásáról készült fénykép. A visszapattanó protonokat I. és F. Joliot-Curie azonosította 1932-ben. 1929-ben létrehozták a Compton-effektus kvantumelméletét, és egy egyenletet javasoltak, amely leírja az elektronok szóródását ebben a hatásban (a Klein-Nishina egyenlet). Ugyanebben az évben O. Klein és I. Nishina levezetett egy képletet a nagy energiájú Bekman I.N.

fotonok az elektronokon, és N. Mott - a relativisztikus elektronok Coulomb-szórásának képlete.

1934-ben fedezték fel a tiszta átlátszó folyadékok gamma-sugárzás hatására (S.I. Vavilov - P.A. Cherenkov hatása). Ennek a hatásnak az elméletét I. E. Tamm és I. M. Frank adta meg 1937-ben. 1944-ben a szinkrotronsugárzást (D. D. Ivanenko, I. Ya. Pomeranchuk) fedezte fel 1946-ban Blewitt.

1.5 A bomlás típusai Mint említettük, a bomlás két típusát fedezték fel a századfordulón:

Bomlás és --decay, amelyek gyakran együtt járnak

Sugárzás által.

1911-ben G. Geiger és J. Nattall megállapította a kapcsolatot a radioaktív atommagok élettartama és bomlási energiája között. 1914-ben belső konverziót jósoltak (E. Rutherford), 1925-ben pedig felfedezték az Auger-effektust (P. Auger). 1928-ban kidolgozták a -bomlás mint alagútépítési folyamat elméletét (G. Gamow, E. Condon, R. Gurney).

1930-ban W. Pauli azt javasolta, hogy a -bomlás során olyan részecske bocsát ki, amelynek összehasonlíthatatlanul nagyobb a behatoló ereje, mint az elektronoknak. A kaloriméter falai nem tudják befogadni, és az energia egy részét elviszi. Így született meg a neutrínók ötlete.

A -bomlás elméletét 1934-ben E. Fermi alkotta meg, aki azt javasolta, hogy az elektronok és a neutrínók a nukleonmagban a nukleonbomlás pillanatában keletkeznek, és új kölcsönhatást feltételezett - gyenge. Bevezetett egy állandót, amely a -bomlásban ugyanazt a szerepet játszik, mint a töltésnél az elektromágneses folyamatoknál, értékét pedig kísérleti adatok alapján számolta ki.

Fermi elmélete lehetővé tette a spektrumok alakjának kiszámítását és a határ bomlási energiának a radioaktív atommag élettartamához való viszonyítását. Ebben az elméletben a neutrínónak nulla töltése és nulla tömege volt. A kombinált gyenge és elektromágneses kölcsönhatás modern elmélete első közelítésként tartalmazza a Fermi-modellt.

1934-ben fedezték fel a pozitront (+-bomlás) (I. és F. Joliot-Curie). Ugyanebben az évben H. Bethe és R. Peierls fordított bomlást jósolt. 1934-ben

felvetődött az az elképzelés, hogy a fordított bomlás egy szabad neutrínó által okozott folyamat (X. Bethe és R. Bacher). 1935-ben kettős bomlást jósoltak és kidolgozták annak elméletét (M. Goeppert-Mayer), 1935-ben - egy orbitális elektron befogását (H. Yukawa), 1936-ban pedig - K-befogást (X. Yukawa, S. Sakata). 1938-ban fedezték fel a nukleáris izomerek konverziós sugárzását (L. Rusinov, B. Pontecorvo), és felfedezték a neutronokat befogó anyagok belső konverziós elektronjainak kibocsátását (J. Hoffman, R. Bacher). 1935-ben megjósolták az L-elfogást, amelyet kísérletileg 1949-ben fedeztek fel.

(B.M. Pontecorvo). 1936-ban megmagyarázták a magok metastabil állapotának létezését (Weizsäcker K.).

A radioaktivitás-kutatás történetének egyik központi eseménye az urán spontán és kényszerhasadásának felfedezése.

E. Fermi az uránt lassú neutronoknak téve gyenge aktivitást figyelt meg, amit a transzurán atommagok képződésének tulajdonított. O. Hahn, L. Meitner és F. Strassmann hasonló exRadioaktivitást és sugárzást végeztek. Radiokémia. Az 1. kötet kísérletei megerősítették ezt a hipotézist, és számos, ekagoldban végződő bomlási láncot javasoltak. Irene Curie-t a tórium és az urán neutronos besugárzásából származó termékek is érdekelték. G. Halbannal és P. Preiswerkkel együttműködve felfedezte két új radioaktív atommag kialakulását. Ezután I. Curie P. Savich-al együtt az urántermékek között egy új, 3,5 órás felezési idejű emittert fedezett fel, amelyet kémiailag elválasztottak a „transzuránnak” tekintett elemektől, és a lantanid tulajdonságait mutatta. Akkor még nem lehetett azonosítani (később kiderült, hogy a lantán izotópja, az urán hasadási töredéke).

A helyzet tisztázása érdekében O. Hahn és F. Strassmann folytatták kísérleteiket, és felfedezték az alkáliföldfém termék képződését.

Eleinte a rádium izotópjának tartották, de végül elválasztották a rádiumtól, de nem a báriumtól. Kémiai bizonyítékot adtak arra, hogy az urán neutronos besugárzása az uránnál 36 egységgel kisebb rendszámú elemet eredményez. Így az urán lassú neutronokkal történő besugárzásával kapcsolatos munka befejezése, amelyet E. Fermi 1934-ben kezdett el, O. Hahn és F. Strassmann 1938-as felfedezése volt az urán neutronok hatására történő kényszerhasadására vonatkozóan.

Megjegyzés. I. Noddak 1934-ben írt az atommaghasadás lehetőségéről, de a kortársak nem figyeltek jóslataira.

Az O. Hahn és F. Strassmann által kapott eredményeket L. Meitner és O. Frisch 1939-ben úgy értelmezte, mint az uránmag bomlását két megközelítőleg azonos tömegű töredékre. L. Meitner bevezette az „atommaghasadás” fogalmát. F. Joliot bebizonyította, hogy az urán két részre osztható. A. Holstein, A. Rogozinsky és R. Valen kimutatták, hogy a hasadás neutronkibocsátással jár. O. Frisch, F. Joliot-Curie, G. Anderson és J. Dunning megerősítették az uránmag két részre történő hasadását, és közvetlenül megmérték a hasadási energiát. Ugyanebben az évben N. Bohr a cseppmodell alapján kidolgozta a maghasadás kvalitatív (csepp)elméletét, és J. Wheelerrel együtt kvantitatív értelmezést adott (bevezette a Z2/A paramétert) és megjósolta a spontán maghasadás lehetőségét. az urán hasadása. A hasadást, mint a radioaktív bomlás egyik típusát K.A. fedezte fel kísérletileg. Petrzhak és G. A. Flerov.

1935-ben felfedezték a nukleáris izomériát természetes (O. Khan, 1921) és mesterséges (I. V. Kurchatov, B. Kurchatov, L. Mysovsky, L. Rusinov, 1935) izotópokban, és 1936-ban megmagyarázzák a nukleáris izoméria okát (G VanVurgis). 1934-ben felfedezték a -sugarak belső átalakulását elektron-pozitron párok képződésével (A.I. Alikhanov és mások). 1939-ben W. Farry felvetette a neutrínó nélküli kettős bomlás lehetőségét.

1947-ben G. Baldwin és G. Kleiber óriási rezonanciát figyeltek meg a fotonok hatására zajló magreakciókban. 1948-ban fedezték fel

A neutronbomlás (A. Snell és L. Miller), és 1949-ben megállapították az elektronbefogás sebességének a kémiai állapottól való függését (E. Segre).

1951-ben a proton radioaktivitását jósolták (B.S. Dzhelepov). 1952-ben

Az argonban történő elektronbefogás során keletkező visszarúgási atommagokat regisztrálták (J. Rodeback, J. Allen), igazolták a neutrínóemisszió során a lendület megmaradásának törvényét. 1957-ben kísérleti úton felfedezték a longitudinális Beckman I.N.

-részecskék polarizációja -bomlásban: +-részecskék a bal oldali csavarnak felelnek meg,

– részecskéknek – igaz.

1961-ben kétféle neutrínó létezését bizonyították - elektron és müon (L. Lederman, M. Schwartz, J. Steinberger), felfedezték

Egy pozitív pion bomlását, a késleltetett protonok kibocsátásának jelenségét fedezték fel (V.A. Karnaukhov, J. Cherny, 1970, Z. Hofman, 1982). 1967-ben felfedezték a kettős bomlást és a kettős bremsstrahlungot. 1970-ben felfedezték a proton radioaktivitását (J. Cerny), 1984-ben pedig a klaszterek bomlását.

E. Rutherford laboratóriumában 1915-ben merült fel a feltételezés a radioaktív bomlás során előforduló protonkibocsátás lehetőségéről. 1951-ben

B. S. Dzhelepov kiszámította a neutronhiányos atommagok protonbomlásának lehetőségét, és 1958-ban V. A. Karnaukhov felmérte az atommagok stabilitásának határait a protonbomlással kapcsolatban. 1962-ben egy fizikuscsoport (V. A. Karnaukhov, G. M. Ter-Akopjan, V. G. Subbotin és L. A. Petrov), a JINR nehézion-gyorsítójában (Dubna) dolgozott, felfedezte a proton bomlását:

késleltetett protonok kibocsátása. Az ilyen típusú radioaktivitást a nikkel neonmagok sugárral történő besugárzásával nyert radioaktív termékek tulajdonságainak elemzésével fedezték fel. A késleltetett protonok kibocsátása kétlépéses folyamat. Ennek a folyamatnak az első szakaszában a protonban gazdag atommag protonbomláson megy keresztül. A létrejövő leánymag izgalomba jön és lebomlik, protont bocsátva ki. 1963-ban R. Burton és R. McPherson egy késleltetett protonkibocsátót azonosított, példaként 25Si-t használva. 1970-ben J. Cherny (Berkeley, USA) megfigyelte a protonaktivitást – az 53mCo atommag gerjesztett (izomer) állapotának bomlását.

A késleltetett protonkibocsátót a JINR-ben (Dubna) fedezték fel nikkel gyorsított 20 Ne ionsugárral végzett besugárzása során (1962). Szinte egyidejűleg ugyanazokat az emittereket fedezték fel a könnyű atommagok között. 1991-re több mint 100 emittert fedeztek fel, amelyek közül a legkönnyebb 9C (T = 0,13 s), a legnehezebb l83 Hg (T = 8,8 s). Első alkalommal figyeltek meg gyenge protonaktivitást, amikor a 96Ru-t 32S sugárral besugározták (JINR, 1972). 1981-ben S. Hofmann (Heavy Ion Research Center, Németország) felfedezte a 151Lu és 147Tm alapállapotú proton radioaktivitását. Napjainkban több mint 25 izotóp ismeretes, amelyek ezen a csatornán keresztül bomlanak le az alap (vagy izomer) állapotból.

2002-ben figyelték meg először az 1991-ben megjósolt két proton egyidejű kibocsátásának folyamatát (két proton bomlás). A 45Fe izotópban fedezték fel a GSI és a GANIL (Caen, Franciaország) kísérletei során.

2005-ben megállapították, hogy az 54Zn is kétprotonos bomláson megy keresztül.

Ha a protonaktivitás az egyik elméletileg megjósolt radioaktív átalakulási típus, akkor a spontán hasadó izomerek felfedezése a meglepetések példája a radioaktivitás-kutatás történetében. Az izomer állapotban lévő atommagok spontán hasadásának jelenségét 1961-ben fedezték fel (S.M. Pelikanov, V.A. Drouin, V.A. Karnaukhov), a 242Am izomer példaként.

1984-ben független tudóscsoportok Angliában (X. Rose, G. Jones) és Oroszországban (D. V. Alexandrov) felfedezték néhány nehéz atommag klaszterek radioaktivitását, amelyek spontán módon bocsátanak ki klasztereket - radioaktivitást és sugárzást. Radiokémia. 14-34 atomtömegű magok 1. kötete. Jelenleg 25 114Ba-241Am atommag ismert, amelyek az alapállapotból 14C, 20O, 24Ne, 26Ne, 28Mg, 30Mg, 34Si és 34Si típusú klasztereket bocsátanak ki. A kilépő klaszter és a leánymag relatív mozgásának energiái 28 és 94 MeV között változnak.

1.6 Az atommag felépítése és a magreakciók 1911-ben felfedezték az atommagot, és javasolták az atom szerkezetének planetáris modelljét (E. Rutherford). A nukleáris modell H. Geiger és E. Marsden -részecskék különböző anyagok általi szórásával kapcsolatos kísérleteiből jött létre, melynek értelmezésére Rutherford egy képletet vezetett le töltött részecskék Coulomb-mezőben való szóródására. A modell feltételezi, hogy az atom egy központi, pozitív töltésű magot tartalmaz, amelyben az atom szinte teljes tömege koncentrálódik, és az elektronok jelentős távolságra keringenek az atommag körül. Ez a modell fontos előfeltétele volt a periodicitás törvényének fizikai alátámasztásának.

1913-ban Niels Bohr javasolta az atom kvantummodelljét. 1924-ben V.

Hasonló munkák:

„05.03.27 Innovatika (222000.62 Innovatika) Képzési profil Médiaipari innovációk menedzselése Tájékoztatás az oktatási folyamat oktatási, módszertani szakirodalommal és folyóiratokkal való ellátásáról az oktatási programról Sz. Szakterület Szerző, cím, megjelenés helye, kiadó , oktatási és módszertani irodalom kiadásának éve , egyéb információforrások típusa és jellemzői Ivanova N.K. Az angol nyelv lexikológiája: Elektronikus tankönyv / Ivanovo állam...”

„Az Orosz Föderáció Oktatási Minisztériuma Tveri Állami Műszaki Egyetem Környezetvédelmi Szakértői Tanszék a Tveri Régió Kémiai Tanszéke Yu.M Potashnikov GYÁRTÁSI ÉS FOGYASZTÁSI HULLADÉKOK ÁRTALMATLANÍTÁSA Tankönyv szakos hallgatóknak 32-07-00 „Környezetvédelem és ésszerű használat. természeti erőforrások” Tver 2004 UDC 504 064. 47 Potashnikov Yu.M. Gyártási és fogyasztási hulladékok újrahasznosítása Oktatási kézikönyv. – Tver.: TSTU Kiadó, 2004. – 107 p. Indulj el..."

"SZÖVETSÉGI OKTATÁSI ÜGYNÖKSÉG ÁLLAMI OKTATÁSI SZAKMAI FELSŐOKTATÁSI INTÉZMÉNY "VORONEZI ÁLLAMI EGYETEM" OKTATÁSI ÉS TERMELÉSI GYAKORLATI PROGRAM ANALITIKAI KÉMIAI TANSZÉK DIÁKINEK SZÁMÁRA. Khokhlova T.V. Eliseeva A.N. Voronyezsi Állami Egyetem Zjablov Kiadói és Nyomdai Központja Jóváhagyta a Kémiai Kar Tudományos és Módszertani Tanácsa 2008. szeptember 25-én, 1. számú jegyzőkönyv...”

„A doktori iskola tudományos és pedagógiai személyzete képzési programjának általános jellemzői a „Kémiai Technológiák” képzési területen 06/18/01, képzési profil – Vegyi folyamatok és korrózióvédelem technológiája. Ez a felsőoktatási fő oktatási program (a továbbiakban: posztgraduális képzés) a tudományos és pedagógiai személyzet képzése irányába a posztgraduális iskolában 01.06.18. „Kémiai Technológiák”, profil: Elektrokémiai folyamatok technológiája és védelem... .”

„SZÖVETSÉGI OKTATÁSI ÜGYNÖKSÉG Állami felsőoktatási felsőoktatási intézmény ULYANOVSK ÁLLAMI MŰSZAKI EGYETEM Kolloidkémia Útmutató laboratóriumi munkákhoz az „Ökológia mérnöki” szakos hallgatók számára Összeállította: Pismenko V.T., Kalyukova E.N. Uljanovszk 200 UDC 541.1(075.8) BBK Reviewer Ph.D. I.A. Dorofejev Jóváhagyta az egyetem Tudományos és Módszertani Tanácsának Módszertani Segédanyagok Szakosztálya Pismenko V.T., Kalyukova E.N...."

"SZÖVETSÉGI OKTATÁSI ÜGYNÖKSÉG ÁLLAMI SZAKMAI OKTATÁSI INTÉZMÉNY IRKUTSK ÁLLAMI EGYETEM (GOU VPO ISU) ÁLTALÁNOS FIZIKAI TANSZÉK G.A. Kuznetsova Kvalitatív röntgen fáziselemzés Irányelvek Irkutsk 2005 PDF FinePrint pdfFactory Pro próbaverzióval készült http://www.fineprint.com Bevezetés Különböző tárgyak (kőzetek, ásványok, kémiai vegyületek, ötvözetek stb.) elemi összetételével kapcsolatos információk elérhető ..."

„Magyarázó megjegyzés A „Beszélj a helyes táplálkozásról” tanórán kívüli tevékenységek programját a személyes fejlődés sport és egészségi irányában egy középiskola 1. osztályos tanulói számára fejlesztették ki, a második általános általános oktatás szövetségi állam szabványával összhangban. generáció. Ez a program a helyes és egészséges táplálkozás széles körét mutatja be a hallgatóknak, mint az egészség megőrzésének és a hosszú élettartamnak. Az alapiskolában ez az anyag elérhető lesz...”

„Szövetségi Oktatási Ügynökség Állami Szakmai Felsőoktatási Intézmény „Kazani Állami Műszaki Egyetem” R.A. Khairullin, M.B. Gazizov, A.I. Alekhina, L.R. Bagauva SZERVES VEGYÜLETEK MÓDSZEREI Tankönyv Kazan 2008 BBK UDC 547 (075.8) Organikus vegyületek beszerzésének módszerei: tankönyv / R.A. Gazizov, A.I. Kazan. állapot technol. univ. Kazan, 2008. – 309 p. Figyelembe vett..."

„AZ RF OKTATÁSI ÉS TUDOMÁNYOS MINISZTÉRIUMA Nyizsnyij Novgorod Állami Egyetem névadója. N.I. Lobacsevszkij S.K. Ignatov FELADATOK A KVANTUMKÉMIÁBAN Oktatási és módszertani kézikönyv A Kémiai Kar módszertani bizottsága ajánlása az UNN szakterületen tanuló hallgatóknak 04.03.01 „Kémia” és 04.05.01 „Alapvető és alkalmazott kémia” Nyizsnyij Novgorod UDC5BB4K41. 24.511.2 I 26 és 26 Ignatov S.K. PROBLÉMÁK A KVANTUMKÉMIÁBAN. Oktatási kézikönyv. "Alsó..."

„Állami oktatási intézmény „237. számú iskola. V.F. Orlova" SZERKEZETI OSZTÁLY 242. sz. "Egyeztetett" "Jóváhagyott" MUNKAPROGRAM _kémia_ _9. évfolyamon _heti 2 óra, évi 68 óra heti óraszám, évente Tanár: Galina Ivanovna Shvedova, legmagasabb kategória F. kategória 1 évre kidolgozott munkaprogram (tanulmányi évek) Tankönyv G. E. Rudzitis, F. G. Feldman. Kémia. 8. osztály. Enlightenment, 2007. (Szerző, cím, kiadó, kiadás éve)...”

„az OP.04 akadémiai diszciplínában Élettan a biokémia alapjaival a szakon: képzési programok középszintű szakorvosoknak (PPSSZ) 02/49/01 „Testnevelés” Derbent 2015 Szervezetfejlesztő: Felsőoktatás magánoktatási szervezete „ Szociálpedagógiai Intézet” (PRO VO SPI ). Fejlesztő: Tsakhueva F.P...."

„Tartalom 1. oldal. Általános rendelkezések..2 2. Javasolt alapképzési profilok listája 020100-kémia szakon..3 3. A főképzési program elsajátításának eredményeire vonatkozó követelmények;..3 4. Alapképzési mintatanterv..3 5 Fegyelmi programok minta. 12 6. Az alapképzést végzettek végleges állami minősítésének követelményei..73 7. A PBL fejlesztői és szakértői névsora. 1. Általános álláspont Hozzávetőleges felsőoktatási alapképzési program...”

« Moszkvai Állami Egyetem, M. V. Lomonoszov Nanotechnológiai Tudományos és Oktatási Központ Kémiai Kar Kémiai Technológiai és Új Anyagok Tanszéke I.M. Afanasov, B.I. Lazoryak MAGAS HŐMÉRSÉKLETŰ KERÁMIAI SZÁLAK Tankönyv „Kompozit nanoanyagok” szakos hallgatóknak MOSZKVA 2010 1 Szerkesztőbizottság: prof. V.V. Avdeev, prof. A.Yu. Alentyev, prof. B.I. Lazoryak egyetemi docens Ő. Shornikova Módszertani kézikönyv hallgatóknak szól...”

„TARTALOM 1. Általános rendelkezések 1.1. Szabályozási dokumentumok az OPOP mesterképzési szakok kidolgozásához a felkészítés területén 020100 Kémia.1.3. Az egyetem felsőoktatási szakképzési főképzési szakának (mesterképzés) általános jellemzői a felkészítés területén 020100 Kémia.1.3 Az OPOP HPE elsajátításához szükséges képzési szint követelményei 1.4. Munkáltatók részvétele az OPOP HPE 2. Az OPOP végzettségű szakember szakmai tevékenységének jellemzői...” kidolgozásában és megvalósításában.

„Nizsnyij Novgorod Állami Orvostudományi Akadémia Biokémiai Tanszék, G. Ya Gorodisskaya professzor nevéhez fűződik MÓDSZERTANI ÚTMUTATÓ BIOKÉMIAI GYAKORLATI ÓRÁHOZ FELSŐBB ÁPOLÓKÉPZÉS DIÁKOKNAK Nyizsnyij Novgorod Összeállította: vezető. tanszék, professzor E.I., docensek S.P. Kalashnikov, P.P. Fokin, T.I. Shlapakova, st. tanárok T. S. Semenova, L. I. Yakobson, asszisztensek O. V. Barinova, O. I. Aleksandrova Módszertani kézikönyv gyakorlati órákhoz a...”

„Magyarázó megjegyzés A „Kémia” 11a. osztályú akadémiai tantárgy munkaprogramját az általános oktatás állami szabványának szövetségi komponensének követelményeivel összhangban állítják össze, a középfokú (teljes) általános kémiaoktatás hozzávetőleges programja, évfolyam 10, M.: „Prosveshchenie”, 2008, G.E. Rudzitis és F.G. Feldman „Kémia tanfolyami programja az általános oktatási intézmények 8–11. osztályai számára”, amelyet az Oktatási Minisztérium Általános Középfokú Oktatási Főosztálya hagyott jóvá. .”

"AZ OROSZ FÖDERÁCIÓ OKTATÁSI ÉS TUDOMÁNYOS MINISZTÉRIUMA Szövetségi Állami Költségvetési Szakmai Felsőoktatási Intézmény "TYUMEN ÁLLAMI EGYETEM" Kémiai Intézet Szervetlen és Fizikai Kémiai Tanszék Nesterova N.V. AZ ADSZORPCIÓ ELMÉLETI KÉRDÉSEI Oktatási és módszertani komplexum. Munkaprogram az irányzat hallgatóinak 04.03.01 Kémia képzési profil „Fizikai kémia” nappali tagozatos tanulmány a Tyumen Nesterov Állami Egyetemen...”

„AZ OROSZ FÖDERÁCIÓ OKTATÁSI ÉS TUDOMÁNYOS MINISZTÉRIUMA Állami felsőoktatási szakmai felsőoktatási intézmény „Ivanovo Állami Kémiai-Technológiai Egyetem” Jóváhagyta: Rektor _ O.I. Koifman "" 2011 Egyetemen belüli regisztrációs szám A felsőoktatási szakképzés fő képzési programja 240100 Kémiai technológia Képzési irány A mesterképzés megnevezése Polimer bevonatok kémiája és technológiája mester Szakképesítés..."

„Önkormányzati költségvetési oktatási intézmény tornaterme „Perspektíva” a Szamarai városrész UNESCO Társult Iskolája „”_2014. sz. rendelettel jóváhagyva. és róla. Samara város „Perspektíva” gimnáziumának önkormányzati költségvetési oktatási intézményének igazgatója L.P. Pokrovskaya SZOFTVER ÉS MÓDSZERTANI TÁMOGATÁS 2014-2015 tanév Kémia. 11. évfolyam. Alapszint (heti 2 óra, évi 68 óra) Tantárgy, tanfolyam Elena Aleksandrovna Anisimova Tanár O.S. Gabrieljan Kémia szakkör 8-11 évfolyamos általános oktatásban összeállított...”
Az oldalon található anyagok csak tájékoztató jellegűek, minden jog a szerzőket illeti.
Ha nem ért egyet azzal, hogy anyaga felkerüljön erre az oldalra, kérjük, írjon nekünk, 1-2 munkanapon belül eltávolítjuk.

Előző cikk: Mekkora a fénysebesség Következő cikk: Harmonikus rezgések Az oszcillációs frekvencia fizikai képlete