Быстрый нейтрон
В ядерной технике быстрый нейтрон — это нейтрон , немедленно испускаемый ( эмиссия нейтронов ) в результате ядерного деления , в отличие от распада запаздывающего нейтрона , который может произойти в том же контексте, испускаемого после бета-распада одного из продуктов деления в любое время из от нескольких миллисекунд до нескольких минут спустя.
Мгновенные нейтроны возникают в результате деления нестабильного делящегося или делящегося тяжелого ядра почти мгновенно. Существуют разные определения того, сколько времени требуется для появления мгновенного нейтрона. Например, Министерство энергетики США определяет мгновенный нейтрон как нейтрон, рожденный в результате деления в течение 10 −13 секунд после события деления. [1] США Комиссия по ядерному регулированию определяет мгновенный нейтрон как нейтрон, возникающий в результате деления в течение 10 −14 секунды. [2] Это излучение контролируется ядерной силой и происходит чрезвычайно быстро. Напротив, так называемые запаздывающие нейтроны задерживаются на время задержки, связанное с бета-распадом (опосредованным слабым взаимодействием ) до возбужденного нуклида-предшественника, после чего испускание нейтронов происходит в быстром масштабе времени (т.е. почти сразу).
Принцип
[ редактировать ]На урана-235 примере это ядро поглощает тепловой нейтрон , а непосредственными массовыми продуктами акта деления являются два крупных осколка деления, которые являются остатками образовавшегося ядра урана-236. Эти осколки испускают два или три свободных нейтрона (в среднем 2,5), называемых мгновенными нейтронами. Последующий фрагмент деления иногда подвергается стадии радиоактивного распада, в результате которой образуется дополнительный нейтрон, называемый запаздывающим нейтроном. Эти осколки деления, испускающие нейтроны, называются атомами-предшественниками запаздывающих нейтронов .
Запаздывающие нейтроны связаны с бета-распадом продуктов деления. После мгновенного испускания нейтронов деления остаточные фрагменты все еще богаты нейтронами и подвергаются цепочке бета-распада. Чем богаче нейтронами фрагмент, тем энергичнее и быстрее бета-распад. В некоторых случаях доступная энергия бета-распада достаточно высока, чтобы оставить остаточное ядро в настолько сильно возбужденном состоянии, что вместо гамма-излучения происходит испускание нейтронов.
| Группа | Период полураспада (с) | Константа распада (с −1 ) | Энергия (кэВ) | Фракция | Выход запаздывающих нейтронов | |
|---|---|---|---|---|---|---|
| всех делений | этой группы | |||||
| 1 | 55.72 | 0.0124 | 250 | 0.000 215 | 0.000 52 | 2.4 |
| 2 | 22.72 | 0.0305 | 560 | 0.001 424 | 0.003 46 | 2.4 |
| 3 | 6.22 | 0.111 | 405 | 0.001 274 | 0.003 10 | 2.4 |
| 4 | 2.30 | 0.301 | 450 | 0.002 568 | 0.006 24 | 2.4 |
| 5 | 0.610 | 1.14 | — | 0.000 748 | 0.001 82 | 2.4 |
| 6 | 0.230 | 3.01 | — | 0.000 273 | 0.000 66 | 2.4 |
| Общий | 0.0065 | 0.0158 | 2.4 | |||
Важность фундаментальных исследований ядерного деления
[ редактировать ]Стандартное отклонение конечного распределения кинетической энергии в зависимости от массы конечных фрагментов от низкоэнергетического деления урана 234 и урана 236 представляет собой пик в области масс легких фрагментов и другой в области масс тяжелых фрагментов. Моделирование этих экспериментов методом Монте-Карло предполагает, что эти пики возникают в результате мгновенного излучения нейтронов. [5] [6] [7] [8] Этот эффект мгновенной эмиссии нейтронов не обеспечивает первичного массового и кинетического распределения, что важно для изучения динамики деления от седла до точки разрыва.
Важность в ядерных реакторах
[ редактировать ]Если бы ядерный реактор оказался в критическом состоянии (даже очень незначительном), количество нейтронов и выходная мощность увеличились бы экспоненциально с высокой скоростью. Время отклика механических систем, таких как стержни управления, слишком велико, чтобы сдержать такой скачок напряжения. Тогда контроль над ростом мощности будет оставлен на внутренние факторы физической стабильности, такие как тепловое расширение активной зоны или повышенное резонансное поглощение нейтронов, которые обычно имеют тенденцию снижать реактивность реактора при повышении температуры; но реактор рискует быть поврежденным или разрушенным из-за тепла.
Однако благодаря запаздывающим нейтронам можно оставить реактор в подкритическом состоянии, поскольку речь идет только о мгновенных нейтронах: запаздывающие нейтроны приходят моментом позже, как раз вовремя, чтобы поддержать цепную реакцию, когда он вот-вот заглохнет. вне. В этом режиме производство нейтронов в целом по-прежнему растет экспоненциально, но во временном масштабе, который определяется производством запаздывающих нейтронов, которое достаточно медленно, чтобы его можно было контролировать (точно так же, как нестабильный в противном случае велосипед можно сбалансировать, потому что человеческие рефлексы достаточно быстры на дороге). временной масштаб его нестабильности). Таким образом, расширяя границы неработоспособности и сверхкритичности и предоставляя больше времени для регулирования реактора, запаздывающие нейтроны имеют важное значение для внутренней безопасности реактора , даже в реакторах, требующих активного управления.
Определения дробей
[ редактировать ]Коэффициент β определяется как:
а для U-235 он равен 0,0064.
Фракция запаздывающих нейтронов (DNF) определяется как:
Эти два фактора, β и DNF , не одно и то же в случае быстрого изменения числа нейтронов в реакторе.
Другая концепция - это эффективная доля запаздывающих нейтронов , которая представляет собой долю запаздывающих нейтронов, взвешенную (по пространству, энергии и углу) в потоке присоединенных нейтронов. Эта концепция возникает из-за того, что запаздывающие нейтроны испускаются с энергетическим спектром, более термализованным по сравнению с мгновенными нейтронами. Для низкообогащенного уранового топлива, работающего на спектре тепловых нейтронов, разница между средней и эффективной фракциями запаздывающих нейтронов может достигать 50 пкм (1 пкм = 1e-5). [9]
См. также
[ редактировать ]Ссылки
[ редактировать ]- ^ «Справочник Министерства энергетики по основам ядерной физики и теории реакторов» (PDF) , Справочник Министерства энергетики США по основам ядерной физики и теории реакторов , DOE-HDBK-1019/1-93, Министерство энергетики США , январь 1993 г., стр. 29 (стр. 133 в формате .pdf)
- ^ Михальцо, Джон Т. (19 ноября 2004 г.), «Обнаружение радиации при делении» (PDF) , Обнаружение радиации при делении , ORNL/TM-2004/234, Национальная лаборатория Ок-Ридж , стр. 1 (стр. 11 формата .pdf)
- ^ Ламарш, Джон Р. (1975). Введение в атомную энергетику (1-е изд.). Ридинг, Массачусетс: Издательская компания Addison-Wesley. п. 73. ИСБН 978-0-201-04160-6 . OCLC 643602942 . ОЛ 5044744М .
- ^ МакКаун, DM; Миллард-младший, HT (1987). «Определение урана и тория методом замедленного счета нейтронов». В Бедекере, Филип А. (ред.). Методы геохимического анализа (PDF) . Бюллетень геологической службы США. Том. 1770. Геологическая служба США . п. Н12.
- ^ Р. Бриссо, Ж. П. Буке, Ж. Крансон, Ч. Р. Гет, Х. А. Нифенекер. и Монтойя М. «Распределение кинетической энергии при симметричном делении 235U», Proc. Симп. По физ. И хим. Расщепления, МАГАТЭ. Вена, 1980 (1979)
- ^ Монтойя, М.; Сэттоне, Э.; Рохас, Дж. (2007). «Влияние нейтронной эмиссии на массу фрагмента и распределение кинетической энергии в результате деления 235U, индуцированного тепловыми нейтронами». Материалы конференции AIP . 947 : 326–329. arXiv : 0711.0954 . Бибкод : 2007AIPC..947..326M . дои : 10.1063/1.2813826 . S2CID 9831107 .
- ^ Монтойя, М.; Сэттоне, Э.; Рохас, Дж. (2007). «Моделирование Монте-Карло распределения массы осколков и кинетической энергии нейтронно-индуцированного деления U 235» (PDF) . Мексиканская физика . 53 (5): 366–370. arXiv : 0709.1123 . Бибкод : 2007RMxF...53..366M .
- ^ Монтойя, М.; Рохас, Дж.; Лобато, И. «Влияние нейтронной эмиссии на массу конечных фрагментов и распределение кинетической энергии в результате низкоэнергетического деления U 234» (PDF) . Мексиканская физика . 54 (6): 440. Архивировано из оригинала (PDF) 5 февраля 2009 г. Проверено 20 февраля 2009 г.
- ^ Детерминистический анализ и анализ методом Монте-Карло тепловой подкритической сборки YALINA