ЯЭР Виды ядерных взаимодействий Сечения реакций Ядерной реакцией

ЯЭР Виды ядерных взаимодействий. Сечения реакций Ядерной реакцией принято называть процесс и результат взаимодействия ядер с различными ядерными частицами (альфа-, бетачастицами, протонами, нейтронами, гамма-квантами и т. д. ). Нейтронные реакции - это процесс и результат взаимодействия свободных нейтронов с атомными ядрами. Нейтроны, входящие в состав атомных ядер, называют связанными, в отличие от нейтронов, перемещающихся в объёме среды вне ядер атомов, которые называют свободными. Для оценки вероятности определенного взаимодействия нейтрона с ядром какого-либо элемента (канал реакции) вводится величина, называемая микроскопическим сечением взаимодействия(если точнее – это эффективное микроскопическое сечение реакции, оно относится к одному ядру вещества). 1

Сечение реакции для каждого типа ядра и вида взаимодействия свое и обозначается х, где х=а, s, f, in. Ядерные взаимодействия можно разделить на два основных вида – поглощение и рассеяние. Поглощение включает все те взаимодействия нейтрона с ядром, результатом которых не являются первоначальное ядро и нейтрон. К поглощению, очевидно, относятся следующие процессы: - захват нейтрона – поглощение нейтрона без деления, например, радиационный захват (n, ), реакции с образованием заряженных частиц (n, ), (n, ) и т. д. ( а ); - деление ( f ). 2

К рассеянию относятся все те взаимодействия нейтрона с ядром, в результате которых образуются нейтрон и ядро, отличающиеся от первоначального только энергией (кинетической или внутренней). Рассеяние бывает двух видов: - упругое рассеяние ( s ) – в результате реакции образуется нейтрон и ядро отдачи с той же внутренней энергией, что и в начальный момент; - неупругое рассеяние ( in ) – в результате реакции образуется нейтрон и ядро отдачи с более высокой внутренней энергией. 3

Реакция деления. Рис. 1. 1. Схематическое представление о делении ядра 235 U 4

Обобщённое «уравнение» реакции деления (которое является скорее логическим, чем строго математическим) можно записать так: 235 U + 1 n (236 U)* (F 1)* + (F 2)* + 5. 1 n + a + b + c + E где: - (F 1)* и (F 2)* - символьные обозначения возбуждённых осколков деления (индексом (*) здесь и далее обозначаются неустойчивые, возбужденные или радиоактивные элементы); осколок (F 1)* имеет массу A 1 и заряд Z 1, осколок (F 2)* - массу А 2 и заряд Z 2; - 5. 1 n обозначены 5 нейтронов деления, высвобождающихся в среднем в каждом акте деления ядра урана-235; - , и - -частицы, -частицы и -кванты, средние числа которых на акт деления ядра урана-235 равны соответственно a, b и c; - E - среднее количество энергии, высвобождаемой в акте деления. 5

Радиационный захват. Захват нейтрона исходным ядром, сопровождающийся испусканием радиации, благодаря чему этот тип нейтронной реакции и получил название реакции радиационного захвата. Рис. 1. 2. Схематическое представление о реакции радиационного захвата 6

Рассеяние. При неспособности возбуждённого составного ядра удержать в своем составе проникший в него нейтрон природное стремление ядра к устойчивости может быть реализовано путем "выталкивания" из ядра захваченного или любого другого нейтрона, равноценного захваченному по квантовым свойствам. Рис. 1. 3. Схематическое представление о ядерной реакции рассеяния 7

Таким образом, и до, и после взаимодействия нейтрона с ядром имеются свободный нейтрон и одно и то же ядро, и единственным результатом такого взаимодействия является лишь то, что кинетические энергии исходного и испущенного нейтронов неодинаковы: энергия испускаемого нейтрона в подавляющем большинстве случаев оказывается ниже энергии исходного нейтрона. Кроме того, направления движения исходного и испускаемого нейтронов также неодинаковы. Склонностью к реакции рассеяния, как и склонностью к радиационному захвату, обладают все (без исключения) известные нуклиды, хотя и в различной степени. 8

Сечение находится экспериментально или рассчитывается теоретически на основе различных моделей. Сечения реакций зависят от энергий налетающих частиц. В общем вероятность (сечения) взаимодействий с уменьшением энергии нейтронов значительно увеличивается приблизительно по закону 1/v, где v – скорость нейтрона. Есть области энергий нейтронов, где сечения взаимодействия резко увеличиваются, а при дальнейшем увеличении энергии снова уменьшаются. Это явление называют резонансом. Полное сечение взаимодействия: 9

Зависимости полного сечения и сечения деления 235 U и 239 Pu от энергии нейтронов 10

Характеристики взаимодействия нейтронов с ядрами урана Отношение Ядро 235 U Ядро 238 U cечений 0, 140 0, 007 0, 233 0, 007 0, 839 0, 179 0 0, 076 0, 021 0 0, 570 0, 244 0, 767 0 0, 597 0, 320 Из таблицы видно, что с уменьшением энергии нейтронов существенно увеличивается вероятность реакции деления на ядрах 235 U по отношению 11 к процессам поглощения и рассеяния.

Скорость взаимодействий (типа х) нейтронов с ядрами в единице объема определяется где Ф – плотность потока нейтронов – это число нейтронов со скоростью v, пересекающих поверхность площадью 1 см 2 в секунду ; - ядерная плотность вещества; - микроскопическое сечение взаимодействия - макроскопическое сечение взаимодействия. Макроскопическое сечение взаимодействия - это мера вероятности взаимодействия частицы с ядрами вещества в 1 при пробеге расстояния в 1 см. 12

Распределение нейтронов по их энергиям. Замедление нейтронов. При делении ядер U и Pu рождаются нейтроны в широком диапазоне энергий. Распределение нейтронов по скоростям (энергиям) называют спектром нейтронов Спектр нейтронов 13

Спектр нейтронов деления – жесткий, в нем преобладают нейтроны высоких энергий (быстрые нейтроны). Спектр нейтронов деления. Нейтроны деления имеют энергию, сосредоточенную в основном в диапазоне 0, 1– 10 Мэ. В. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления в спектре – 0, 7 Мэ. В, средняя – 2 Мэ. В. 14

После рождения нейтроны перемещаясь в среде частично поглощаются ядрами среды, частично за счет упругого и неупругого рассеяния на них теряют свою энергию, т. е. замедляются. В отсутствии резонансов сечения взаимодействия нейтронов с ядрами среды зависят от энергии нейтронов как 1/Еn. Спектр замедляющихся нейтронов получил название спектра Ферми. В зависимости от энергии различают нейтроны: - сверхбыстрые (En>2 Мэ. В); - быстрые (0, 2 Мэ. В < En< 2 Мэ. В); - промежуточные (0, 5 кэ. В< En < 0, 2 Мэ. В); - надтепловые (0, 1 э. В < En < 0, 5 кэ. В); - тепловые (En< 0, 1 э. В); - холодные (En< 0, 5 10 -3). 15

Замедлитель нейтронов и его характеристики. Основным процессом, приводящим к замедлению нейтронов, является упругое рассеяние. Потеря энергии при упругом рассеянии зависит от массового числа ядра замедлителя, начальной энергии нейтрона и угла рассеяния. Вещество, используемое в реакторе с целью замедления нейтронов, называется замедлителем. Главное качество замедлителя - способность уменьшать энергию нейтрона до тепловой за минимальное количество нейтронядерных столкновений и при минимальном их поглощении. Требование к замедлителям - минимальное число нейтронядерных столкновений в процессе замедления - обусловлено необходимостью уменьшения величины утечки нейтронов из реактора и количества резонансных поглощений в неделящихся материалах. 16

Хороший замедлитель должен обладать следующими ядерными свойствами: -большим сечением рассеяния -небольшим сечением поглощения -способностью максимально уменьшать энергию нейтрона в одном столкновении. Процесс замедления нейтронов имеет дискретный характер. Энергия замедляющегося нейтрона при рассеивающих соударениях с ядрами вещества в котором он перемещается уменьшается ступенчато. Зависимость изменения энергии нейтронов процессе замедления в данном веществе удовлетворительно аппроксимируется экспонентой. Отсюда следует, что в каждом акте упругого рассеяния натуральный логарифм энергии замедляющегося нейтрона уменьшается приблизительно на одну и ту же величину: = 17

Схема замедления и диффузии нейтронов 18

- представляет собой усредненное по всем столкновениям уменьшение натурального логарифма энергии замедляющихся нейтронов, претерпевших по одному рассеивающему соударению с ядрами замедлителя. Поскольку средняя доля энергии ( ), теряемая нейтроном в одном упругом столкновении, не является функцией его первоначальной энергии, а зависит лишь от типа материала, то она представляет собой удобный параметр для оценки замедляющей способности материала. Для расчета обычно используется формула: , которая для легких ядер (2 D, 4 Не) имеет погрешность около 3%, с увеличением А погрешность уменьшается, и для тяжелых ядер (А > 10) значение приближается к своему точному значению. 19

«Рассеивающие свойства ядер» . Нуклид 2 D 4 He 9 Be 12 C 16 O 56 Fe 238 U 1 N 1 H 0, 725 0, 425 0, 207 0, 158 0, 120 0, 0353 0, 00838 15 21 35 72 95 125 425 1787 20

Замедляющая способность. Замедляющие свойства вещества характеризует параметр, учитывающий одновременно с потерями энергии в столкновении и среднее число столкновений нейтрона на единице пути. Величина называется замедляющей способностью вещества и определяет среднюю логарифмическую потерю энергии нейтрона при прохождении им 1 см пути в веществе (взятой по его траектории). Замедляющую способность сплавов или химических соединений рассчитывают по формуле: ξΣs=ξ 1Σs 1+ξ 2Σs, 2+. . . +ξnΣs, n , где индексы i=1, 2, . . . , n соответствуют различным ядрам, входящим в состав вещества. 21

Коэффициент замедления. Коэффициент замедления – отношение замедляющей способности к макроскопическому сечению поглощения нейтронов Σа для тепловой энергии (0, 0253 э. В): Кзам=. Замедляющие свойства материалов. Количество столкновений до термализации (n) Замедляющая Способность, Коэффициент замедления 0, 927 19 1, 425 62 D 2 O 0, 510 35 0, 177 4830 He 0, 427 35 9 10 -6 51 Be 0, 207 72 0, 154 126 C 0, 158 95 0, 083 216 22

Диффузия нейтронов. При энергиях ~ 1 э. В и ниже устанавливается спектр тепловых нейтронов. При этих энергиях скорость движения нейтронов сопоставима с движением ядер среды. В процессе хаотического движения тепловых нейтронов они претерпевают рассевающие соударения с ядрами среды (также находящимися в состоянии хаотического движения), в результате чего энергия нейтронов то уменьшается, то увеличивается, колеблясь около некоторого среднего наиболее вероятного значения. Распределение нейтронов по скоростям (энергиям) подчиняется распределению Максвелла, установленному для состояния термодинамического равновесия газов. Процесс установления спектра тепловых нейтронов под влиянием теплового движения атомов среды называют термализацией нейтронов. 23

Установившийся спектр тепловых нейтронов (спектр Максвелла), находящихся в тепловом равновесии со средой, представляет собой поле свободных нейтронов. Их поведение описывается уравнением газовой кинетики. Температура нейтронного газа (Тн. г. ) совпадает с температурой среды Т. В первом приближении в гомогенной среде: Тн. г. Т(1+1, 4 а(Т)/ s), [К]. Процесс рассеяния тепловых нейтронов при постоянстве их средней энергии называют диффузией нейтронов. Замедляясь и диффундируя, нейтроны взаимодействуют с ядрами размножающей среды и перемещаются от места рождения. Поскольку процессы рассеяния и поглощения независимы: 24

где средняя длина свободного пробега нейтронов поглощения; средняя длина свободного пробега до рассеяния; средняя длина столкновения. свободного пробега до до первого , то большая часть столкновений нейтрона с ядрами среды приводит к захвату нейтрона. Такая среда называется сильнопоглощающей. , среда называется слабопоглощающей. Случай несимметричного (анизотропного) рассеяния приводится к случаю сферической симметрии введением транспортной длины свободного пробега нейтрона , которая представляет собой эффективное смещение нейтрона в направлении движения до следующего акта рассеяния, которому соответствует поворот траектории нейтрона на угол. 25

Средняя длина свободного пробега , исправленная на не сферичность рассеяния, называется транспортной длинной свободного пробега в отсутствии поглощения. В соответствии с этим вводится понятие транспортного макроскопического сечения: ), где - средний косинус угла рассеяния. Используется в качестве угловой характеристики акта рассеяния. Кроме введенных выше понятий, для описания процессов замедления и диффузии используют следующие характеристики: Возраст нейтрона (м 2) – мера среднего расстояния по прямой зам, на которое смещается нейтрон от точки рождения с энергией Е 0 до точки, где он замедлился до энергии Е. Если Е=Ет, где Ет =0. 2 э. В – энергия начала тепловой области энергии нейтронов (энергия сшивки), то - возраст тепловых нейтронов. 26

Длина диффузии нейтрона L (м) – мера среднего расстояния по прямой, (rдиф), на которое смещается нейтрон от точки, где он стал тепловым, до точки поглощения. Длина миграции нейтрона М (м) – мера среднего расстояния по прямой, на которое смещается нейтрон от точки рождения до точки поглощения. Величина называется площадью миграции нейтрона. 27