1.3. Осколки деления, мгновенные и запаздыващие нейтроны.

РАДИОАКТИВНОСТЬ, ВОЗНИКАВШАЯ ПРИ ДЕЛЕНИИ

Тяжелое ядро делится на две примерно равные части

1. за счет энергии возбуждения при захвате нейтрона:

2. спонтанно (вероятность сравнительно мала).

Осколки не находятся в основных (стабильных) состояниях и уносят значительную часть энергии возбуждения.

В большинстве случаев эти части (осколки) имеют различные мас­сы. Распределение осколков по массам носит существенно статистичес­кий характер (см. рис. 1.2). Всего известно примерно 30 каналов, по которым происходят деления.

Пробег осколков составляет примерно 10"*-10"³см.

At! Поэтому 1) тепло выделяется практически в той точке реак­тора, где происходит деление; 2) очень малая длина пробега позволяет удерживать осколки в очень тонких слоях окружающих материалов.

ПОЧЕМУ НЕОБХОДИМО УДЕРЖИВАТЬ ОСКОЛКИ?

Осколки перегружены нейтронами и энергия их связи мала. Поэтому осколки практически мгновенно (~10~¹⁴сек) излучают подавляющую часть нейтронов, а также гамма-кванты. Однако это не единственный возмож­ный путь избавления осколков от нейтронов. Даже испустив нейтроны, осколки все равно ими перегружены и прежде, чем станут стабильными, испытывают последовательно три и больше β^- распадов с испусканием гамма-квантов.

Пример

At! Отсюда понятно, если осколки деления окажутся где нибудь вне реактора, то они могут натворить много беды. Поэтому топливные таблетки заключают в герметичные оболочки, примерно 0.5 мм толщины которых достаточно.

ЗАПАЗДЫВАЮЩИЕ НЕЙТРОНЫ

В некоторых случаях β^- -распад осколков приводит к высокому воз­буждению дочерних ядер. Это возбуждение может быть снято двумя кон­курирующими процессами: I) испусканием нейтрона и 2) испусканием γ-квантов.

Пример. Распад двух осколков Вг⁸⁷ и J¹³⁷, принадлежащих двум разным половинам "двухгорбой" кривой распределения осколков деления по массам, показанный на рис.1.3.

По приведенной схеме распада видно, как получаются запаздывающие нейтроны двух групп с постоянными времени 55.6 с. и 22 с. Аналогично формируются и остальные группы запаздывающих нейтронов.

В курсах "Физическая теория ядерных реакторов" и "Физика реакторов" объясняется, как и почему обычно выделяют 6 групп запаздывающих нейтронов. Здесь следует только отметить, что из всего количества вторичных нейтронов (ν=2.47 для U⁵), выделяемых в одном акте деления, только ~0.65% - запаздывающие, остальные выделяются мгновенно. Осколки, из которых выделяются запаздывающие нейтроны, называются предшественниками таких нейтронов.

At! Из приведенных схем распада видно почему наличие хранилищ отработавшего топлива при энергетических ядерных реакторах - обяза­тельно: осколочная активность высока и имеет большие периоды. Поэтому необходимо отработавшие ТВС где-то хранить до тех пор, пока они не "высветятся” до приемлемой активности.

Пробеги n, γ-квантов, и β частиц заметно больше, чем пробеги осколков. Именно они, попадая на живую ткань и конструкционные материалы, губительно на них влияют.

At! Поэтому зашита от ионизирующих излучений, состоящая из бетона, воды, стали, свинца и других материалов, является важной частью конструкции ядерных реакторов.

ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ. СЕЧЕНИЯ РЕАКЦИЙ

Деление является одним из возможных, но не единственным из процессов (каналов) взаимодействия нейтронов с ядрами материалов реактора.

Вероятность протекания любой ядерной реакции, т.е. вероятность того, что нейтрон провзаимодействует с ядром какого-либо элемента или изотопа по какому-либо каналу, может быть точно измерена. Она выражается количественно и называется ядерным сечением. Этот термин возник потому, что вероятность протекания любой ядерной реакции про­порциональна эффективной площади, которую занимает ядро данного ма­териала на пути нейтрона, летящего с заданной скоростью, т.е. как некоторый размер мишени, которой является ядро для приближающейся частицы.

В настоящее время собран обширный банк данных по сечениям практически всех реакций, почти всех изотопов. Сечение ядерной реакции измеряется в единицах, называемых барн =10²⁴ см²- примерная площадь поперечного сечения ядра. Для сравнения, площадь поперечного сечения атома ~10^-16см².

Сечения реакций зависят от энергий налетающих частиц. Есть об­ласти энергий, в которых вероятность протекания реакций резко увели­чивается по сравнению с другими областями. Для некоторых значений энергии вероятность реакции частицы с ядром чрезвычайно высока. Это явление называется резонансом. При тепловых энергиях многие реакции нейтронов с ядрами имеют очень большую вероятность (сечение), обратно пропорциональную скорости нейтрона (закон 1/ν).

Условно нейтроны по энергиям принято разделять так:

0-0.3 эВ, Средняя 0.025э тепловые нейтроны;

0.3 эВ – 100 кэВ промежуточные нейтроны;

100 кэВ и больше быстрые нейтроны.

Хотя просто и удобно считать сечения площадями мишеней для налетающих частиц, это ни в коем случае не следует понимать буквально. Сечения ядер имеют широкий диапазон значений - от малых долей до сотен тысяч барн-и эти значения почти всегда сильно отличаются от геометрических сечений. Одно и то же ядро имеет разные сечения для различных ядерных реакций.

Сечения принято обозначать так: ϭ_*, где звездочка обозначает какую-либо ядерную реакцию (а - поглощение, f - деление, о - радиа­ционный захват, а - упругое рассеяние и т.д.).

В табл. 1.3 приведены данные по средним сечениям делящихся нуклидов для тепловой энергии, которыми в дальнейшем будем пользо­ваться.

Нуклид	барн ϭa	барн ϭf	α = ϭс /ϭf	ν
U^235	683	582	0.174	2.47
Pu^239	1028	742	0.385	3.02
U^233	578	525	0.101	2.62
Прир.ур.	7.68	4.18	0.837

At! Из таблицы видно, почему очень трудно сделать ядерный реа­ктор на природной уране - почти по­ловина нейтронов идет не на деле­ние U⁵, а на радиационный захват на U⁸.

На рис. 1.4 приведен пример зави­симости ϭ_a (I) и ϭ_f (2) для U⁵.

Видно, что радиационный захват на этом изотопе урана составляет незначительную часть во всем диапазоне энергий.

At! Именно поэтому обогащение урана по U²³⁵ дает 'возможность строить ядерную энергетику с энергетическими ядерными реакторами не только на тепловых, но и на быстрых нейтронах. В последнем случае имеется заметное число делений и U²³⁸ нейтронами c энергией >1МэВ.

СПЕКТР НЕЙТРОНОВ ДЕЛЕНИЯ. СПЕКТР НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ

Нейтроны, получаемые в процессе деления, имеют сравнительно высокую энергию. На рис. 1.5 приведен спектр нейтронов деления. Видно, что максимум спектра находится около ~0.8 МэВ. Средняя энергия нейтронов деления составляет ~2 МэВ.

Спектр нейтронов в реакторе образуется из спектра нейтронов деления так: быстрые нейтроны, рожденные в топливе, сталкиваются с ядрами других веществ (воды, графита, стали и т.п.) и постепенно теряют энергию до тех пор, пока не поглотятся с делением или без него или не утекут из реактора. В стационарном состоянии устанавли­вается баланс нейтронов с различными энергиями, т.е. доли нейтронов, приходящиеся на различные интервалы энергий, остаются неизменными во времени.

At! Распределение этих долей по энергиям есть спектр нейтронов в реакторе, который, конечно же, отличается от спектра нейтронов деления. Вопрос. В какую сторону по энергиям?

Если доля нейтронов в реакторе, находящихся в скоростном (теп­ловом) равновесии с окружающей средой при данной температуре, доста­точно велика (подавляюща), то говорят, что это реактор на тепловых нейтронах. Обычно тепловой нейтрон имеет среднюю скорость ~2200м/с.

At! Таким образом, чтобы сделать реактор на тепловых нейтронах необходим: (кроме топлива с U⁵) еще и замедлитель нейтронов - какое-нибудь хорошо замедляющее нейтроны (с малым массовым числом) вещество - вода, обычная и тяжелая, графит, бериллий и т.д.

Компонент	Применение	Материал
Топливо	Для осуществления реакции деления и выработки энергии.	U^233, U^235, Pu^239
Замедлитель	Для замедления быстрых нейтронов деления до тепловых энергий.	H2O, D2O, графит, Be
Отражатель	Для уменьшения утечки нейтронов, для защиты конструкций и персонала от ионизирующих излучений.	То же что и в замедлителе.
Теплоноситель	Для отвода тепла из активной зоны реактора.	H2O, В2O, воздух, He, Na, висмут, свинец, CO2
Управляющие стержни	Для управления критичностью и мощностью.	Cd, B, Hf, Gd, Eu, In
Конструкционные материалы	Для оболочек топлива, для сооружения активной зоны.	Нерж. сталь, Zr, Al и т.п.
Защита	Для защиты конструкций и персонала от ионизирующих излучений	Погл. материалы, бетон, H2O, свинец

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Итог изложенному в этой главе можно подвести в виде следующей таблицы.

КОМПОНЕНТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И МАТЕРИАЛЫ