Нейтронный замедлитель

В ядерной технике замедлитель нейтронов — это среда, которая снижает скорость быстрых нейтронов , в идеале не захватывая их, оставляя их в виде тепловых нейтронов с минимальной (тепловой) кинетической энергией . Эти тепловые нейтроны гораздо более восприимчивы, чем быстрые нейтроны, к распространению цепной ядерной реакции урана -235 или другого делящегося изотопа путем столкновения с их атомным ядром .

Вода (иногда называемая в этом контексте «легкой водой») является наиболее часто используемым замедлителем (примерно в 75% мировых реакторов). твердый графит (20% реакторов) и тяжелая вода (5% реакторов). Основными альтернативами являются Бериллий также использовался в некоторых типах экспериментов, а углеводороды в качестве еще одной возможности предлагалось использовать .

Модерация

Нейтроны обычно связаны с атомным ядром и не существуют долго в природе. Несвязанный нейтрон имеет период 10 полураспада минут и 11 секунд . Выброс нейтронов из ядра требует превышения энергии связи нейтрона, которая обычно составляет 7-9 МэВ для большинства изотопов . Источники нейтронов генерируют свободные нейтроны в результате различных ядерных реакций, включая ядерное деление и ядерный синтез . Каким бы ни был источник нейтронов, они испускаются с энергией в несколько МэВ.

Согласно теореме о равнораспределении , средняя энергия кинетическая ${\bar {E}}$, может быть связано с температурой , $T$, с помощью:

${\bar {E}}={\frac {1}{2}}m_{n}\langle v^{2}\rangle ={\frac {3}{2}}k_{B}T$,

где $m_{n}$ - масса нейтрона, $\langle v^{2}\rangle$ - средний квадрат скорости нейтрона, а $k_{B}$ — постоянная Больцмана . Характерная нейтронная температура нейтронов с энергией в несколько МэВ составляет несколько десятков миллиардов кельвинов .

Замедление – это процесс уменьшения начальной высокой скорости (высокой кинетической энергии) свободного нейтрона. Поскольку энергия сохраняется, это уменьшение скорости нейтрона происходит за счет передачи энергии материалу, называемому замедлителем .

Вероятность рассеяния нейтрона на ядре определяется сечением рассеяния . Первые несколько столкновений с замедлителем могут иметь достаточно высокую энергию, чтобы возбудить ядро ​​замедлителя. Такое столкновение является неупругим , поскольку часть кинетической энергии преобразуется в потенциальную энергию путем возбуждения некоторых внутренних степеней свободы ядра с образованием возбужденного состояния . При понижении энергии нейтрона столкновения становятся преимущественно упругими , т. е. сохраняется полная кинетическая энергия и импульс системы (нейтрона и ядра).

Учитывая математику упругих столкновений , поскольку нейтроны очень легкие по сравнению с большинством ядер, наиболее эффективным способом удаления кинетической энергии нейтрона является выбор замедляющего ядра, имеющего почти идентичную массу.

Упругое столкновение равных масс

Столкновение нейтрона массы 1 с ¹ Ядро H ( протон ) может привести к тому, что нейтрон потеряет практически всю свою энергию при одном лобовом столкновении. В более общем плане необходимо учитывать как скользящие, так и лобовые столкновения. Среднее логарифмическое уменьшение энергии нейтрона за столкновение , $\xi$, зависит только от атомной массы, $A$, ядра и определяется выражением:

$\xi =\ln {\frac {E_{0}}{E}}=1-{\frac {(A-1)^{2}}{2A}}\ln \left({\frac {A+1}{A-1}}\right)$.

Это можно разумно аппроксимировать к очень простой форме $\xi \simeq {\frac {2}{A+2/3}}$. Из этого можно сделать вывод $n$, ожидаемое число столкновений нейтрона с ядрами данного типа, необходимое для уменьшения кинетической энергии нейтрона от $E_{0}$ к $E_{1}$

$n={\frac {1}{\xi }}(\ln E_{0}-\ln E_{1})$.

В системе, находящейся в тепловом равновесии, нейтроны (красные) упруго рассеиваются гипотетическим замедлителем из свободных ядер водорода (синие), совершая термически активированное движение. Кинетическая энергия передается между частицами. Поскольку нейтроны имеют по существу ту же массу, что и протоны , и нет поглощения, распределения скоростей обоих типов частиц будут хорошо описываться одним распределением Максвелла-Больцмана .

Материалы

Некоторые ядра имеют большее сечение поглощения , чем другие, что удаляет свободные нейтроны из потока . Поэтому дальнейшим критерием эффективного модератора является тот, у которого этот параметр мал. Эффективность замедления дает отношение макроскопических сечений рассеяния: $\Sigma _{s}$, взвешенный по $\xi$ разделенное на поглощение, $\Sigma _{a}$: то есть ${\frac {\xi \Sigma _{s}}{\Sigma _{a}}}$. Для сложного замедлителя, состоящего из более чем одного элемента, например легкой или тяжелой воды, для расчета необходимо учитывать замедляющее и поглощающее действие как изотопа водорода, так и атома кислорода. $\xi$. Чтобы вывести нейтрон из энергии деления $E_{0}$ 2 МэВ в $E$ 1 эВ требует ожидаемого $n$ 16 и 29 столкновений для H ₂ O и D ₂ O соответственно. Следовательно, нейтроны замедляются легкой водой быстрее, поскольку H имеет гораздо более высокую $\Sigma _{s}$. Однако он также имеет гораздо более высокий $\Sigma _{a}$, так что эффективность замедления для тяжелой воды почти в 80 раз выше, чем для легкой.

Идеальный замедлитель имеет малую массу, высокое сечение рассеяния и низкое сечение поглощения .

	Водород	Дейтерий	Бериллий	Углерод	Кислород	Уран
Масса ядер u	1	2	9	12	16	238
Декремент энергии $\xi$	1	0.7261	0.2078	0.1589	0.1209	0.0084
Количество столкновений	18	25	86	114	150	2172

Распределение скоростей нейтронов

После достаточных ударов скорость нейтрона будет сравнима со скоростью ядер, обусловленной тепловым движением; этот нейтрон тогда называется тепловым нейтроном , и этот процесс также можно назвать термализацией . После достижения равновесия при данной температуре распределение скоростей (энергий), ожидаемых от упругого рассеяния твердых сфер, определяется распределением Максвелла – Больцмана . В реальном замедлителе это лишь немного изменено из-за зависимости поперечного сечения поглощения большинства материалов от скорости (энергии), так что низкоскоростные нейтроны поглощаются преимущественно. так что истинное распределение скоростей нейтронов в активной зоне будет немного горячее, чем прогнозировалось.

Модераторы реактора

Смотрите также: Деление ядра

В реакторе на тепловых нейтронах ядро ​​тяжелого топливного элемента, такого как уран , поглощает медленно движущийся свободный нейтрон, становится нестабильным, а затем распадается на два более мелких атома ( продукты деления ). Процесс деления для ²³⁵ Ядра U дают два продукта деления, два-три быстродвижущихся свободных нейтрона, а также некоторое количество энергии, которое в первую очередь проявляется в кинетической энергии отдающихся продуктов деления. Свободные нейтроны испускаются с кинетической энергией ~2 МэВ каждый. Поскольку в результате деления урана высвобождается больше свободных нейтронов, чем требуется тепловых нейтронов для инициирования события, реакция может стать самоподдерживающейся цепной ядерной реакцией в контролируемых условиях, высвобождая таким образом огромное количество энергии.

Сечение деления , измеряемое в барнах (единица, равная 10 ⁻²⁸ м ² ), является функцией энергии (так называемой функции возбуждения ) нейтрона, сталкивающегося с ²³⁵ Ядро У. Вероятность деления уменьшается по мере увеличения энергии (и скорости) нейтрона. Это объясняет, почему большинство реакторов, работающих на топливе ²³⁵ Вам нужен замедлитель, чтобы поддерживать цепную реакцию, и почему удаление замедлителя может остановить реактор.

Вероятность дальнейших событий деления определяется сечением деления, которое зависит от скорости (энергии) падающих нейтронов. В тепловых реакторах нейтроны высоких энергий в МэВ-диапазоне с гораздо меньшей вероятностью (хотя и не способны) вызвать дальнейшее деление. Вновь высвободившиеся быстрые нейтроны, движущиеся со скоростью примерно 10% скорости света , должны быть замедлены или «замедлены», обычно до скорости в несколько километров в секунду, если они хотят вызвать дальнейшее деление соседних ядер. ²³⁵ Ядра U и, следовательно, продолжают цепную реакцию. Эта скорость достигается при температуре в несколько сотен градусов Цельсия.

Во всех реакторах с замедлителем некоторые нейтроны всех энергетических уровней будут вызывать деление, включая быстрые нейтроны. Некоторые реакторы более термически обработаны , чем другие; например, в реакторе CANDU почти все реакции деления производятся тепловыми нейтронами, тогда как в реакторе с водой под давлением (PWR) значительная часть делений производится нейтронами более высоких энергий. В предлагаемом сверхкритическом водном реакторе с водяным охлаждением доля быстрых делений может превышать 50%, что делает его технически реактором на быстрых нейтронах .

Быстрый реактор не использует замедлителя, а использует деление, производимое незамедлившимися быстрыми нейтронами, для поддержания цепной реакции. В некоторых конструкциях быстрых реакторов до 20% деления может происходить в результате прямого деления на быстрых нейтронах урана-238 , изотопа, который не делится вообще тепловыми нейтронами.

Замедлители применяются также в нереакторных источниках нейтронов , например плутоний - бериллиевых (с использованием ⁹
α ( ) ,n ¹²
реакция C ) и источники расщепления (с использованием реакций ( p ,xn) с богатыми нейтронами тяжелыми элементами в качестве мишеней).

Форма и место

Форма и расположение замедлителя могут сильно повлиять на стоимость и безопасность реактора. Традиционно замедлители представляли собой прецизионно обработанные блоки графита высокой чистоты. со встроенными воздуховодами для отвода тепла. Они находились в самой горячей части реактора и поэтому подвергались коррозии и абляции . В некоторых материалах, включая графит, воздействие нейтронов на замедлитель может привести к тому, что замедлитель накопит опасное количество вигнеровской энергии . Эта проблема привела к печально известному пожару в Уиндскейл-Пайлс, ядерном реакторном комплексе в Соединенном Королевстве, в 1957 году. В реакторе с графитовым замедлителем, охлаждаемым углекислым газом, где теплоноситель и замедлитель находятся в контакте друг с другом, реакцию Будуара необходимо провести . учтено. Это также имеет место, если топливные элементы имеют внешний слой углерода — как в некоторых топливах TRISO — или если внутренний углеродный слой обнажается из-за разрушения одного или нескольких внешних слоев.

В реакторах с галечным слоем ядерное топливо заключено в сферы пиролитического углерода реакторного качества , размером примерно с гальку . Пространства между сферами служат воздуховодами. Реактор работает при температуре выше температуры отжига Вигнера, чтобы графит не накапливал опасное количество энергии Вигнера.

В реакторах CANDU и PWR замедлителем является жидкая вода (тяжелая вода для CANDU, легкая вода для PWR). В случае аварии с потерей теплоносителя в PWR теряется и замедлитель и реакция прекращается. Этот отрицательный коэффициент пустотности является важным признаком безопасности этих реакторов. В CANDU замедлитель расположен в отдельном контуре тяжелой воды, окружающем каналы тяжеловодного теплоносителя под давлением. Тяжелая вода замедлит значительную часть нейтронов до резонансного интеграла ²³⁸
U увеличивает захват нейтронов в этом изотопе, который составляет более 99% урана в топливе CANDU, тем самым уменьшая количество нейтронов, доступных для деления. Как следствие, удаление части тяжелой воды будет увеличивать реакционную способность до тех пор, пока не будет удалено настолько много воды, что для продолжения реакции будет обеспечено слишком мало замедления. Такая конструкция дает реакторам CANDU положительный пустотный коэффициент, хотя более медленная нейтронная кинетика систем с тяжеловодным замедлителем компенсирует это, что приводит к сопоставимой безопасности с PWR.

с легководным охлаждением и графитовым замедлителем В РБМК , типе реактора, который первоначально предполагался как для производства оружейного плутония, так и для получения большого количества полезного тепла при использовании природного урана и отказе от использования тяжелой воды, в первую очередь действует легководный теплоноситель. в качестве поглотителя нейтронов и, следовательно, его удаление в случае аварии с потерей теплоносителя или путем преобразования воды в пар увеличит количество тепловых нейтронов, доступных для деления. После аварии на Чернобыльской АЭС проблема была решена: все до сих пор действующие реакторы типа РБМК имеют слегка отрицательный коэффициент пустотности, но требуют более высокой степени обогащения урана в своем топливе.

Примеси

Хорошие замедлители не содержат примесей, поглощающих нейтроны, таких как бор . На коммерческих атомных электростанциях замедлитель обычно содержит растворенный бор. Концентрацию бора в теплоносителе реактора операторы могут изменять, добавляя борную кислоту или разбавляя водой для управления мощностью реактора. Нацистская ядерная программа потерпела существенную неудачу, когда ее недорогие графитовые замедлители вышли из строя. В то время большая часть графита наносилась на борные электроды, а немецкий коммерческий графит содержал слишком много бора. Поскольку немецкая программа военного времени так и не обнаружила этой проблемы, они были вынуждены использовать гораздо более дорогие тяжеловодные замедлители. Эту проблему обнаружил физик Лео Сцилард .

Неграфитовые модераторы

Некоторые замедлители довольно дороги, например бериллий и тяжелая вода реакторного качества. Тяжелая вода реакторного качества должна иметь чистоту 99,75%, чтобы можно было проводить реакции с необогащенным ураном. Его сложно приготовить, потому что тяжелая вода и обычная вода образуют одни и те же химические связи почти одинаковыми способами, лишь с немного разными скоростями .

Гораздо более дешевый легководный замедлитель (по сути, очень чистая обычная вода) поглощает слишком много нейтронов, чтобы его можно было использовать с необогащенным природным ураном, и поэтому для эксплуатации таких реакторов становится необходимым обогащение урана или ядерная переработка , что увеличивает общие затраты. И обогащение, и переработка являются дорогостоящими и технологически сложными процессами, и, кроме того, как обогащение, так и некоторые виды переработки могут использоваться для создания материала, пригодного для использования в оружии, что вызывает проблемы с точки зрения распространения .

Замедлитель реактора CANDU выполняет также функцию безопасности. Большой резервуар с тяжелой водой при низкой температуре и низком давлении замедляет нейтроны, а также действует как радиатор в аварийных условиях с экстремальной потерей теплоносителя. Он отделен от топливных стержней, которые фактически генерируют тепло. Тяжелая вода очень эффективна для замедления (замедления) нейтронов, что придает реакторам CANDU их важную и определяющую характеристику высокой « нейтронной экономии ». В отличие от легководного реактора, где добавление воды в активную зону при аварии может обеспечить достаточное замедление, чтобы подкритическая сборка снова стала критической , у тяжеловодных реакторов снижается их реактивность, если в активную зону добавляется легкая вода, что обеспечивает еще одну важную функцию безопасности в случае аварии. в случае определенных сценариев аварий. Однако любая тяжелая вода, смешанная с легкой водой аварийного теплоносителя, станет слишком разбавленной, чтобы ее можно было использовать без разделения изотопов.

оружия

Основная статья: Уран-гидридная бомба

Ранние предположения о ядерном оружии предполагали, что «атомная бомба» будет представлять собой большое количество делящегося материала, замедляемого замедлителем нейтронов, похожего по структуре на ядерный реактор или «кучу». Лишь Манхэттенский проект принял идею цепной реакции быстрых нейтронов в чистом металлическом уране или плутонии. Американцы рассматривали и другие модерируемые проекты; предложения включали использование дейтерида урана в качестве делящегося материала.

В 1943 году Роберт Оппенгеймер и Нильс Бор рассмотрели возможность использования «сваи» в качестве оружия. Мотивацией было то, что с графитовым замедлителем можно было бы добиться цепной реакции без использования какого-либо разделения изотопов. Однако плутоний может быть произведен (« выведен ») достаточно изотопно чистым, чтобы его можно было использовать в бомбе, а затем его нужно «всего лишь» выделить химически, что гораздо проще, чем разделение изотопов, хотя и все еще является сложным. В августе 1945 года, когда информация об атомной бомбардировке Хиросимы была передана ученым немецкой ядерной программы, похороненным в Фарм-Холле в Англии, главный научный сотрудник Вернер Гейзенберг выдвинул гипотезу, что это устройство должно было быть «чем-то вроде ядерного реактора с нейтроны замедляются многочисленными столкновениями с замедлителем». Немецкая программа, которая была гораздо менее продвинутой, никогда даже не рассматривала вариант с плутонием и не открыла осуществимый метод крупномасштабного разделения изотопов урана.

После успеха Манхэттенского проекта все крупные программы создания ядерного оружия стали использовать быстрые нейтроны в своих разработках. Заметным исключением являются испытательные взрывы Рут и Рэя в ходе операции Upshot-Knothole . Целью разработок Радиационной лаборатории Калифорнийского университета (UCRL) было исследование заряда дейтерированного полиэтилена, содержащего уран. в качестве кандидата в термоядерное топливо, надеясь, что дейтерий расплавится (став активной средой), если его соответствующим образом сжать. В случае успеха эти устройства также могут привести к созданию компактной первичной обмотки, содержащей минимальное количество делящегося материала и достаточно мощной, чтобы воспламенить RAMROD. термоядерное оружие, разработанное в то время UCRL. Для «гидридной» первичной обмотки степень сжатия не приведет к плавлению дейтерия, но конструкцию можно подвергнуть наддуву, что значительно повысит выходной выход. Активные зоны состояли из смеси дейтерида урана (УД ₃ ), и дейтерированный полиэтилен. В активной зоне, испытанной в Рэе, использовался уран с низким обогащением по U. ²³⁵ , причем в обоих выстрелах замедлителем нейтронов выступал дейтерий. Прогнозируемый урожай составлял от 1,5 до 3 тыс. тонн Рут (при максимальном потенциальном вылове 20 тыс. тонн). ) и 0,5-1 уз для Рэя . В ходе испытаний была произведена мощность по 200 тонн тротила каждое; оба испытания были признаны неудачными .

Побочным эффектом использования замедлителя в ядерной взрывчатке является то, что по мере развития цепной реакции замедлитель будет нагреваться, теряя таким образом свою способность охлаждать нейтроны. Другой эффект замедления состоит в том, что время между последующими поколениями нейтронов увеличивается, замедляя реакцию. Это делает сдерживание взрыва проблемой; инерция , которая используется для удержания бомб имплозивного типа, не сможет сдержать реакцию. Результатом может стать провал. Таким образом, взрывная мощность полностью замедленного взрыва ограничена; в худшем случае оно может быть равно химическому взрывчатому веществу аналогичной массы. По словам Гейзенберга: «Никогда нельзя сделать взрывчатку с медленными нейтронами, даже с помощью машины на тяжелой воде, так как тогда нейтроны движутся только с тепловой скоростью, в результате чего реакция настолько медленная, что вещь взрывается раньше, чем реакция завершена». Хотя ядерная бомба, работающая на тепловых нейтронах, может быть непрактичной, современные конструкции оружия все же могут выиграть от некоторого уровня умеренности. Бериллиевый тампер, используемый в качестве отражателя нейтронов, будет выполнять роль замедлителя.

Использованные материалы

• Водород, как в обычной «легкой воде». Поскольку протий также имеет значительное сечение захвата нейтронов, возможно лишь ограниченное замедление без потери слишком большого количества нейтронов. Менее замедлившиеся нейтроны с относительно большей вероятностью будут захвачены ураном-238 и менее склонны к делению урана-235, поэтому для работы легководных реакторов требуется обогащенный уран.
  • Имеются также предложения использовать соединение, образующееся в результате химической реакции металлического урана и водорода ( гидрид урана —UH ₃ в качестве комбинированного топлива и замедлителя в реакторе нового типа ) .
  • Водород также используется в форме криогенного жидкого метана , а иногда и жидкого водорода , в качестве источника холодных нейтронов в некоторых исследовательских реакторах : в результате получается распределение Максвелла-Больцмана для нейтронов, максимум которого сдвинут в сторону гораздо более низких энергий.
  • Водород в сочетании с углеродом, например, в парафине, использовался в некоторых ранних немецких экспериментах.
• Дейтерий в форме тяжелой воды в тяжеловодных реакторах, например CANDU. Реакторы с тяжелой водой могут использовать необогащенный природный уран .
• Углерод в виде реакторного графита. или пиролитический углерод, используемый, например, в РБМК и реакторах с галечным слоем, или в соединениях, например диоксиде углерода . Поскольку углекислый газ содержит в два раза больше атомов кислорода, чем атомы углерода, и оба оказывают замедляющее и поглощающее нейтронное действие в одинаковом диапазоне (см. выше), значительная доля замедления в (еще не построенном) реакторе с углекислым замедлителем будет на самом деле происходят из кислорода. Реакторы с более низкой температурой подвержены накоплению энергии Вигнера в материале. Как и реакторы с дейтериевым замедлителем, некоторые из этих реакторов могут использовать необогащенный природный уран.
  • Графит также намеренно разрешается нагревать примерно до 2000 К или выше в некоторых исследовательских реакторах для создания источника горячих нейтронов: создавая распределение Максвелла-Больцмана, максимум которого распределен для генерации нейтронов с более высокой энергией.
• Бериллий в форме металла. Бериллий дорог и токсичен, поэтому его применение ограничено. использовался бериллий В реакторе С2Г .
• Литий -7 в форме соли фторида лития , обычно в сочетании с фторида бериллия солью ( FLiBe ). Это наиболее распространенный тип замедлителя в расплавленно-солевых реакторах .

Другие материалы с легкими ядрами по разным причинам непригодны. Гелий — это газ, и для достижения достаточной плотности требуется специальная конструкция; литий -6 и бор -10 поглощают нейтроны.

Действующие в настоящее время атомные энергетические реакторы модератором

Модератор	Реакторы	Дизайн	Страна
нет ( быстро )	2	БН-600 , БН-800	Россия (2)
графит	25	АГР , Магнокс , РБМК	Великобритания (14), Россия (9)
тяжелая вода	29	КОГДА , PHWR	Канада (17), Южная Корея (4), Румыния (2), Китай (2), Индия (18), Аргентина, Пакистан
легкая вода	359	БВР , БВР	27 стран

Ссылки

• Справочник Министерства энергетики США по основам ядерной физики и теории реакторов. Том. 2 (DOE-HDBK-1019/2-93) (PDF) . Министерство энергетики США . Январь 1993 г. Архивировано из оригинала (PDF) 3 декабря 2013 г. . Проверено 29 ноября 2013 г.