Использования энергии ядерных цепных реакций. 
Атомная бомба. 
Ядерный реактор

В 1934 г. Жолио-Кюри высказал предположение о возможности использования энергии ядерных цепных реакций в практических целях. Практическое осуществление цепных реакций — не такая простая задача, как это выглядит на схеме. Нейтроны, освобождающиеся при делении ядер урана, способны вызвать деление лишь ядер изотопа урана с массовым числом 235, и для этого пригодны даже медленные (тепловые) нейтроны. Деление же ядер изотопа урана с массовым числом 238 не происходит, нейтроны просто захватываются этими ядрами. В природном уране на долю изотопа 238 приходится 99,3%, а на долю изотопа 235 приходится всего лишь 0,7%. Поэтому, осуществление цепной реакции деления связано с разделением природного урана и получением в чистом виде достаточно большого количества изотопа 235, что достаточно сложно и дорого.

Необходимым условием для осуществления цепной реакции является наличие достаточного количества урана, так как при малой массе урана большинство нейтронов пролетят и уйдут наружу, не попав ни в одно ядро. Минимальная масса урана, достаточная для осуществления цепной реакции, называется критической массой, для изотопа урана 235 она составляет примерно 50 кг, а радиус шара такой массы равен 8,5 см.

Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом размножения нейтронов К. Этот коэффициент равен отношению числа нейтронов одного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения, участвующих в реакции распада. Коэффициент размножения зависит от типа ядерной реакции, от наличия поглощающих нейтроны примесей, а также от конструкции устройства, где происходит реакция. Если К>1, число нейтронов в системе лавинообразно нарастает и происходит выделение большого количества энергии за малое время, то есть происходит ядерный взрыв, система в этом случае называется надкритической. Для стационарной цепной реакции деления К=1, в этом случае число нейтронов, участвующих в реакции, не меняется и выделение энергии идет с постоянной скоростью. Такой режим реакции называется критическим, он используется в ядерных реакторах для длительного получения энергии. При К< 1 происходит уменьшение числа нейтронов, цепная ядерная реакция не происходит, система называется подкритической (это имеет место на месторождениях урана).

Простейший способ осуществления цепной реакции в уране — 235 заключается в следующем: изготавливают два куска урана в виде полушарий с массой несколько меньше критической. Цепная реакция в каждом из них в отдельности идти не может, но при соединении этих кусков мгновенно развивается цепная реакция и выделяется колоссальная энергия. Происходит атомный взрыв, температура окружающей среды резко увеличивается и все в области взрыва превращается в пар. Мощное световое и гамма-излучение сжигают все, что горит, на расстояниях нескольких километров. В добавление, вследствие кратковременности реакции, возникает мощная ударная волна перепада давления, разрушающая все на своем пути. Первые атомные бомбы были изготовлены в США в 1945 г., взрывами этих бомб были уничтожены японские города Хиросима и Нагасаки. При взрыве бомбы с массой урана 1 кг, сброшенной на Хиросиму, была выделена энергия равная энергии взрыва примерно 20 000 тонн тринитротолуола. Более мощным оружием является термоядерная бомба. В ней атомная бомба служит лишь «запалом», а основная энергия выделяется при осуществлении реакции термоядерного синтеза с превращением ядер водорода в ядра гелия.

Цепная реакция деления тяжелых ядер может использоваться и в мирных целях для получения электроэнергии. Впервые ядерная энергия была поставлена на службу людей в нашей стране, 27 июля 1954 г. дала ток первая в мире атомная электростанция с ядерным реактором мощностью 5 МВт в г. Обнинске. Ядерный реактор — это техническая установка, в которой осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер. Для получения такой реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы после каждой реакции распада ядра урана и после поглощения некоторых нейтронов примесями, оставался в среднем один нейтрон для продолжения дальнейших реакций распада, то есть необходимо непрерывно поддерживать критический режим реакции (К=1).

Ядерный реактор состоит из активной зоны, окруженной защитным корпусом. Активная зона содержит ядерное топливо, находящаяся в металлических трубках, их называют тепловыделяющими элементами (ТВЭл), а также теплоноситель, который проходит вокруг и внутри ТВЭлов и воспринимает тепло ядерных реакций. Для управления ходом реакции и поддержании ее в критическом режиме в активной зоне находятся также стержни из веществ, которые могут сильно поглощать нейтроны (тяжелая вода, графит, бериллий и др.).

При делении ядер ТВЭлы сильно нагреваются, вода, используемая часто в качестве теплоносителя, получает тепло от ТВЭлов и нагревается до температуры около 300⁰С при давлении около 10⁷Па. С помощью насосов нагретая вода выводится из активной зоны реактора и проходит через теплообменник (это так называемый первый контур). В теплообменнике происходит нагрев воды второго контура до превращения ее в пар, который направляется на лопатки паровой турбины. Паровая турбина вращает ротор генератора тока, так кинетическая энергия ядер превращается в электроэнергию.

В качестве теплоносителя используют жидкие или газообразные вещества, которые не поглощают сильно нейтроны, чтобы не препятствовать развитию цепной реакции. Активная зона реактора обычно окружается отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния. В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые называются шлаками. Наличие шлаков приводит к потерям свободных нейтронов и усложняет управление работой реактора.

Ядерные реакторы разделяются на несколько групп: по средней энергии нейтронов — на быстрые, промежуточные и тепловые; по конструктивным особенностям активной зоны; по типу теплоносителя — на водяные, тяжеловодные, натриевые. Для производства электроэнергии сейчас применяются в основном реакторы на тепловых нейтронах: водяные реакторы с не кипящей или кипящей водой под давлением, уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом. В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.), в которых реализуется режим воспроизводства топлива, т. е. когда при распаде ²³⁵U получается изотоп плутония ²³⁹Pu, тоже используемый в ядерных реакциях.