Запаздывающий нейтрон

В ядерной технике — запаздывающий нейтрон это нейтрон , испускаемый после события ядерного деления одним из продуктов деления (или, фактически, дочерним продуктом деления после бета-распада) в любое время от нескольких миллисекунд до нескольких минут после события деления. . Нейтроны, рожденные в течение 10 лет ⁻¹⁴ секунды деления называются «мгновенными нейтронами».

В ядерном реакторе крупные нуклиды делятся на два богатых нейтронами продукта деления (т.е. нестабильные нуклиды ) и свободные нейтроны (мгновенные нейтроны). Многие из этих продуктов деления затем подвергаются радиоактивному распаду (обычно бета-распаду), и образующиеся нуклиды нестабильны по отношению к бета-распаду . Небольшая часть из них достаточно возбуждена, чтобы иметь возможность бета-распада, испуская в дополнение к бета-излучению запаздывающий нейтрон. Момент бета-распада нуклидов-предшественников, являющихся предшественниками запаздывающих нейтронов, происходит на порядки позже по сравнению с испусканием мгновенных нейтронов . Следовательно, нейтрон, возникающий в результате распада предшественника, называется запаздывающим нейтроном. «Задержка» испускания нейтронов происходит из-за задержки бета-распада (который медленнее, поскольку контролируется слабым взаимодействием ), поскольку испускание нейтронов, как и гамма-излучение, контролируется сильным ядерным взаимодействием и, таким образом, либо происходит при делении, или почти одновременно с бета-распадом, сразу после него. Таким образом, различные периоды полураспада этих распадов, которые в конечном итоге приводят к испусканию нейтронов, представляют собой периоды полураспада бета-распада радионуклидов-предшественников.

Запаздывающие нейтроны играют важную роль в управлении ядерными реакторами и анализе безопасности.

Принцип

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 таком высоковозбужденном состоянии, что вместо гамма-излучения происходит испускание нейтронов.

На U-235 примере это ядро поглощает тепловые нейтроны , а непосредственными массовыми продуктами акта деления являются два крупных осколка деления, которые являются остатками образовавшегося ядра U-236. Эти осколки испускают в среднем два или три свободных нейтрона (в среднем 2,47), называемых «мгновенными» нейтронами . Последующий фрагмент деления иногда подвергается стадии радиоактивного распада ( бета-распад ), в результате которой образуется новое ядро (ядро-эмиттер) в возбужденном состоянии, которое испускает дополнительный нейтрон, называемый «замедленным» нейтроном, чтобы добраться до земли. состояние. Эти осколки деления, испускающие нейтроны, называются атомами-предшественниками запаздывающих нейтронов.

Данные о запаздывающих нейтронах для теплового деления U-235 ^[1]^[2]

Группа	Период полураспада (с)	Константа распада (с ⁻¹)	Энергия (кэВ)	Выход, нейтронов на деление	Фракция
1	55.72	0.0124	250	0.00052	0.000215
2	22.72	0.0305	560	0.00346	0.001424
3	6.22	0.111	405	0.00310	0.001274
4	2.30	0.301	450	0.00624	0.002568
5	0.610	1.14	-	0.00182	0.000748
6	0.230	3.01	-	0.00066	0.000273

Важность в ядерных реакторах

Если бы ядерный реактор оказался в критическом состоянии , пусть даже очень незначительном, число нейтронов увеличилось бы экспоненциально с высокой скоростью, и очень быстро реактор стал бы неуправляемым с помощью внешних механизмов. В этом случае контроль над ростом мощности будет оставлен на собственные 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 реактор можно оставить 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 медленное, чтобы его можно было контролировать (так же, как нестабильный в противном случае велосипед можно сбалансировать, потому что человеческие рефлексы на нем достаточно быстрые. 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.

Более низкий процент ^[3] Запаздывающих нейтронов делает использование большого количества плутония в ядерных реакторах более сложным.

Определения дробей

Доля выхода прекурсора β определяется как:

\beta ={\frac {\mbox{precursor atoms}}{{\mbox{prompt neutrons}}+{\mbox{precursor atoms}}}}.

а для U-235 он равен 0,0064.

Фракция запаздывающих нейтронов (DNF) определяется как:

DNF={\frac {\mbox{delayed neutrons}}{{\mbox{prompt neutrons}}+{\mbox{delayed neutrons}}}}.

Эти два фактора, β и DNF , — это почти одно и то же, но не совсем; они различаются в случае быстрого (быстрее времени распада атомов-предшественников) изменения числа нейтронов в реакторе.

Другая концепция - это эффективная доля запаздывающих нейтронов β _eff , которая представляет собой долю запаздывающих нейтронов, взвешенную (по пространству, энергии и углу) в потоке присоединенных нейтронов. Эта концепция возникает потому, что запаздывающие нейтроны испускаются с энергетическим спектром, более термализованным по сравнению с быстрыми нейтронами. Для низкообогащенного уранового топлива, работающего по спектру тепловых нейтронов, разница между средней и эффективной фракциями запаздывающих нейтронов может достигать 50 мкм . ^[4]

См. также

Ссылки

^ Дж. Р. Ламарш, Введение в ядерную технику, Аддисон-Уэсли, 2-е издание, 1983, стр. 76.
^ Г. Р. Кипин, Физика ядерной кинетики , Аддисон-Уэсли, 1965.
^ «Ядерные данные для гарантий» .
^ Таламо, А.; Гоар, Ю.; Отдел ядерной энергетики (29 июля 2010 г.). «Детерминистическое моделирование и анализ методом Монте-Карло подкритической сборки Ялина-Тепло» . дои : 10.2172/991100 . ОСТИ 991100 . {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )

Внешние ссылки

[1] Дж. Р. Ламарш, Введение в ядерную технику, Аддисон-Уэсли, 2-е издание, 1983, стр. 76.

[2] Г. Р. Кипин, Физика ядерной кинетики , Аддисон-Уэсли, 1965.

[3] «Ядерные данные для гарантий» .

[4] Таламо, А.; Гоар, Ю.; Отдел ядерной энергетики (29 июля 2010 г.). «Детерминистическое моделирование и анализ методом Монте-Карло подкритической сборки Ялина-Тепло» . дои : 10.2172/991100 . ОСТИ 991100 . {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )

[1]

[2]

[3]

[4]