3. Осколки деления, мгновенные и запаздывающие нейтроны. Радиоактивность, возникающая 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 происходит деления.

Рис. 1.2

Пробег осколков составляет примерно 10^-4 - 10^-3 см.

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^-14 сек) 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 ^--распадов с испусканием гамма-квантов.

Пример.

At! Отсюда понятно, что 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^--распад осколков приводит к высокому возбуждению дочерних ядер. Это возбуждение может быть снято двумя конкурирующими процессами: 1) испусканием нейтрона; 2) испусканием –квантов.

Пример. Распад двух осколков Br⁸⁷ и J¹³⁷, принадлежащим двум разным половинам “двугорбой” кривой распределения осколков деления по массам, показанный на рис. 1.3.

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 ( =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, -квантов, ^--частиц заметно больше, чем пробеги осколков. Именно они, попадая на живую ткань и конструкционные материалы, губительно на них влияют.

At! Поэтому защита от ионизирующего излучения, 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-нибудь 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 =10^-24см² – 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/).

Условно нейтроны по энергиям принято разделять так:

0–0.3эВ, средняя 0.025эВ 0.3эВ-100кэВ 100кэВ и больше

тепловые нейтроны промежуточные нейтроны 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: _, где звездочка обозначает какую-либо ядерную реакцию (a – поглощение, f – деление, c – радиационный захват, s – упругое рассеяние и т.д.).

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

Таблица 1.3

At! Из таблицы видно, почему очень трудно сделать ядерный реактор на природном уране – почти половина нейтронов идет не на деление U5, а на радиационный захват U8.	Нуклид	a барн	f барн	=c/f
	U235 Pu239 U233 Прир. Уран	683 1028 578 7.68	582 742 525 4.18	0.174 0.385 0.101 0.837	2.47 3.02 2.62

На рис. 1.4. приведен пример зависимости _a (1) и _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 реакторами не только на тепловых, но и на быстрых нейтронах. В последнем случае имеется заметное число делений и на U²³⁵ нейтронами с энергией > 1МэВ.

Рис. 1.4

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 ~0.8МэВ. Средняя энергия нейтронов деления составляет ~2МэВ.

Рис. 1.5

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.

A t! 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 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 – это вода, обычная и тяжелая, графит, бериллий и т.д.