Выход реакции

В физике ЯР большое значение имеет количество взаимодействий нейтронов я ядрами в единице объема в единицу времени или скорость взаимодействий, или также выход реакции – R. Очевидно, что и R связаны. Для определения этой связи рассмотрим упрощенную схему взаимодействия, считая, что .

Пусть на тонкую мишень (толщиной в диаметр ядра) падает поток нейтронов с концентрацией частиц n, (в дальнейшем – плотность нейтронов) и скоростью , . При этом концентрация ядер в мишени равна N, . Кроме того, мерой взаимодействия нейтрона с одним ядром будем считать (корпускулярный случай). Рассмотрим, сколько нейтронов провзаимодействуют с одним ядром за 1 с.

Т.к. за 1 с нейтроны проходят путь , то с ядром провзаимодействуют те нейтроны, которые попали в объем цилиндра с основанием и высотой . Т.о., с одним ядром в единице объема будут сталкиваться нейтронов. Т.к. плотность нейтронов – n, то количество взаимодействий с одним ядром равно , .

Т.к. в мишени концентрация ядер N, то на единицу объема мишени в единицу времени будет приходиться следующее количество взаимодействий:

Микроскопические сечения

Теперь можно ввести в рассмотрение микросечения. Тогда

Величина носит название плотности потока нейтронов (в дальнейшем - поток) - и по физическому смыслу это число нейтронов, пересекающих единичную площадку за единицу времени.

В зависимости от вида взаимодействия рассматривают соответствующие микросечения. Для учета всех взаимодействий вводят понятие полного микросечения , которое для реакторных нейтронов складывается:

Однако удобно ввести другие обозначения. Так, все сечения рассеяния объединяют:

Макроскопические сечения

Макроскопическим сечением Σ называется произведение σ·N. Т.е. это результирующее эффективное сечение всех атомов, находящихся в 1 см³.

Ядерная плотность определяется следующей формулой:

Если вещество представляет собой гомогенную смесь j -ых нуклидов, то сечения смеси определяется как:

Ядерная плотность j -го компонента определяется его массовой концентрацией С_j и плотностью смеси ρ_смеси:

В случае сложных химических соединений массовая концентрация j -го элемента определяется числом атомов (k_j) j- го элемента, входящих в соединение и молекулярной массой соединение μ_мол, тогда N:

В гетерогенных системах необходимо учитывать объемную долю вещества. Кроме того, расположение материалов в различных условиях не всегда позволяет использовать аддитивный подход при определении сечения.

2.Делящиеся и воспроизводящиеся нуклиды. Энергия, мгновенные нейтроны деления и продукты деления.

3. Ядерное топливо. Запаздывающие нейтроны.

Я́дерное то́пливо — вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно высокоэффективно, но и весьма опасно для человека и может стать причиной очень серьёзных аварий, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию персонала, имеющего с ним дело.

Ядерное топливо делится на два вида:

· Природное урановое, содержащее делящиеся ядра ²³⁵U, а также сырьё ²³⁸U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний ²³⁹Pu;

· Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе ²³⁹Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы ²³³U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория ²³²Th.

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

· Металлическим, включая сплавы;

· Оксидным (например, UO₂);

· Карбидным (например, PuC_1-x)

· Нитридным

· Смешанным (PuO₂ + UO₂).

Запаздывающие нейтроны — это нейтроны, испускаемые продуктами деления через некоторое время (от нескольких миллисекунд до нескольких минут) после реакции деления тяжёлых ядер, в отличие от мгновенных нейтронов, испускаемых практически мгновенно после деления составного ядра. Запаздывающие нейтроны составляют менее 1% испускаемых нейтронов деления, однако, несмотря на столь малый выход, играют огромную роль в ядерных реакторах. Благодаря большому запаздыванию такие нейтроны существенно (на 2 порядка и более) увеличивают время жизни нейтронов одного поколения в реакторе и тем самым создают возможность управления самоподдерживающейся цепной реакции деления.

Механизм явления

В результате деления тяжелых ядер нейтронами образуются осколки деления в возбуждённом состоянии, претерпевающие β⁻-распады. В очень редких случаях в цепочке таких β⁻-превращений образуется ядро с энергией возбуждения, превышающей энергию связи нейтрона в этом ядре. Такие ядра могут испускать нейтроны, которые называются запаздывающими.

Испускание запаздывающего нейтрона конкурирует с гамма-излучением, но если ядро сильно перегружено нейтронами, более вероятным будет испускание нейтрона. Это значит, что запаздывающие нейтроны излучаются ядрами, находящимися ближе к началам цепочек распада, так как там особенно малы энергии связи нейтронов в ядрах.

Ядро, образовавшееся при испускании запаздывающего нейтрона, может находиться либо в основном, либо в возбуждённом состоянии. В последнем случае возбуждение снимается гамма-излучением.

Предшественники и излучатели

Составное ядро (Z,N) принято называть предшественником запаздывающих нейтронов, а ядро (Z+1,N-1) — излучателем запаздывающих нейтронов.

Ядро-излучатель испускает нейтрон практически мгновенно, но со значительным запаздыванием по отношению к моменту деления исходного ядра. Среднее время запаздывания практически совпадает со средним временем жизни ядра-предшественника.

Запаздывающие нейтроны принято делить на несколько (чаще всего 6) групп в зависимости от времени запаздывания. Насчитывают около 50 возможных ядер-предшественников, причём заметную роль в этом количестве составляют изотопы брома и иода. Как правило, нейтроны испускаются ядрами с числом нейтронов, на единицу большим магических чисел (50 и 82), так как значения средней энергии связи в таких ядрах особенно малы.

Энергия запаздывающих нейтронов

Энергия запаздывающих нейтронов (в среднем примерно 0,5 МэВ) в несколько раз меньше средней энергии мгновенных нейтронов (примерно 2 МэВ).

Доля запаздывающих нейтронов.

Величина, характеризующая количество запаздывающих нейтронов относительно мгновенных нейтронов, образующихся при распаде ядра данного сорта, называется долей запаздывающих нейтронов (β). Эта величина полностью определяется делящимся ядром и в области энергий от 0,025 эВ до 14 МэВ практически не зависит от энергии нейтронов, вызывающих деление. Для всех ядер значение β составляет менее 1%.

4.Диффузия нейтронов. Плотность потока нейтронов.

Диффузия — процесс взаимного проникновения молекул одного вещества между молекулами другого, приводящий к самопроизвольному выравниванию их концентраций по всему занимаемому объёму.

Диффузия нейтронов — это хаотическое движение нейтронов в веществе. Она аналогична диффузии в газах и подчиняется тем же закономерностям, главной из которых является то, что диффудирующее вещество распространяется от областей с большей концентрацией к областям с меньшей концентрацией.

ДИФФУЗИЯ НЕЙТРОНОВ - распространение нейтронов в веществе, сопровождающееся многократным изменением их энергии и направления движения в результате столкновений с атомными ядрами. Д. н. аналогична диффузии атомов и молекул в газах и подчиняется тем же закономерностям. Важнейшими характеристиками столкновений нейтронов с атомными ядрами, определяющими Д. н., являются длины свободного пробега до рассеяния и до поглощения (и - число атомов среды в 1 см³, - сечения рассеяния и поглощения нейтронов) и ср. косинус угла рассеяния (в лаб. системе) . Величина , называемая транспортной длиной свободного пробега, равна ср. расстоянию, проходимому нейтроном в направлении первоначального движения (в среде, не поглощающей нейтроны). Величины и (v - скорость) наз. коэф. диффузии и средним временем жизни в среде.

Быстрые нейтроны (с энергией, во много раз большей энергии теплового движения частиц среды) при диффузии отдают энергию среде и замедляются. В слабопоглощающих средах значит. доля нейтронов замедляется до тепловой энергии - термализуется. Тепловой нейтрон (TH) диффундирует в среде, пока не поглотится одним из атомных ядер или не выйдет за её границу (бета-распад нейтрона крайне редок в конденсированной среде).

Осн. параметры диффузии TH - усреднённый по Максвелла распределению их скоростей (соответствующему темп-ре среды) коэф. диффузии D_Т и ср. квадрат расстояния между точками образования и поглощения TH в безграничной однородной среде, равный 6 L ², где -т.н. длина диффузии TH (T - ср. время жизни TH в среде). Соответственно ср. квадрат расстояния между точками образования быстрого нейтрона (в ядерной реакции) и его поглощения равен , где - т. н. возраст TH; величина M наз. длиной миграции нейтронов.

ПЛОТНОСТЬ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА — количество нейтронов, проходящих в любом направлении через сечение площадью один квадратный сантиметр в секунду. В реакторах нулевой мощности плотность потока составляет примерно 10°, в реакторах атомных электрических станций — 1012. Специальные исследовательские реакторы дают поток плотностью до 1012 — 1015 нейтрон! (см2-сек).

Осн. закономерности диффузии TH можно рассмотреть с помощью ур-ния диффузии:

где - число TH в 1 см³ вблизи точки r в момент времени t, S - т. н. плотность замедления нейтронов (число нейтронов в 1 см³, пересекающих за 1 с данное значение энергии при движении по энергетич. шкале) до тепловой энергии. В случае ограниченной среды (в отсутствие потоков TH извне) граничное условие для уравнение (1): =0 на границе, удалённой от истинной границы среды на расстояние . В случае импульсного источника нейтронов и ограниченного объёма среды при , где , В² - т. н. геом. параметр [для куба со стороной а ]. Это свойство диффузии TH используется для измерения D_T и T. Величину L можно измерять непосредственно: на большом расстоянии z от плоского стационарного источника r ~ .

5.Замедление нейтронов. Закон рассеивания.

Замедле́ние нейтро́нов — процесс уменьшения кинетической энергии свободных нейтронов в результате их многократных столкновений с атомными ядрами вещества. Вещество, в котором происходит процесс замедления нейтронов, называется замедли́телем. Замедление нейтронов применяется, например, в ядерных реакторах на тепловых нейтронах.

В ходе ядерных реакций, образуются, как правило, быстрые нейтроны (с энергией > 1 МэВ). Быстрые нейтроны при соударениях с атомными ядрами теряют энергию крупными порциями, расходуя её, главным образом, на возбуждение ядер или их расщепление. В результате одного или нескольких столкновений энергия нейтрона становится меньше минимальной энергии возбуждения ядра (от десятков кэВ до нескольких МэВ, в зависимости от свойств ядра). После этого рассеяние нейтрона ядром становится упругим, то есть нейтрон расходует энергию на сообщение ядру скорости без изменения его внутреннего состояния. При одном упругом соударении нейтрон теряет, в среднем, долю энергии, равную где А — массовое число ядра-мишени. Эта доля мала для тяжёлых ядер (1/100 для свинца) и велика для лёгких ядер 1/7 для углерода и 1/2 для водорода). Поэтому замедление нейтронов происходит на лёгких ядрах гораздо быстрее, чем на тяжёлых.

В процессе замедления нейтронов образуются т. н. тепловые нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии со средой, в которой происходит замедление. Средняя энергия теплового нейтрона при комнатной температуре равна 0,04 эВ.

В процессе замедления часть нейтронов поглощается ядрами или вылетает из среды наружу, то есть теряется. В замедлителях, содержащих лёгкие ядра, потери на поглощение малы и большая часть нейтронов, испущенных источником, превращается в тепловые нейтроны.

ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ - уменьшение кинетич. энергии E нейтронов в результате многократных столкновений их с атомными ядрами среды. Механизм 3. н. зависит от энергии нейтронов. Если E больше порога неупругого рассеяния нейтрона на ядре (E_ну@0,1 - 10 МэВ), то нейтроны расходуют энергию гл. обр. на возбуждение ядер и ядерные реакции, сопровождающиеся вылетом нейтронов. При одном соударении нейтрон в среднем теряет значит.долю своей энергии и после небольшого числа столкновений (часто одного) переходит в область энергий E<E_ну. Дальнейшее 3. н. происходит только за счёт упругого ядерного рассеяния. Если E/0,1-0,3 эВ, то можно пренебречь тепловым движением и хим. связью атомов среды и рассматривать ядра как свободные и покоящиеся. При этом рассеяние практически изотропно в системе центра масс нейтрон-ядро, и при одном соударении с ядром с массовым числом А нейтрон с энергией E с равной вероятностью может передать ядру любую энергию в интервале от 0 до 4AE/(A+1)². Соответственно, его ср. потеря энергии равна 2АE/(A+1)², т. е. пропорц. E, а среднелогарифмическая (усреднённая по углам рассеяния нейтронов) потеря энергии при одном соударении:

(E и E' - энергии до и после соударения). Т. о., x не зависит от энергии нейтрона. Поэтому x удобно использовать как характеристику упругого 3. н. (для среды, состоящей из смеси ядер с разными А, x усредняется по концентрациям с весом, пропорц. сечению рассеяния s_р, что может привести к слабой зависимости x от E). Для водорода x = 1 и монотонно убывает с ростом А

Дата добавления: 2015-04-24