
- •Деление тяжёлых ядер. Энергетический выход реакции и продукты деления. Нейтроны деления. Особенности различных делящихся нуклидов (Крюч. С14).
- •Основные процессы взаимодействия нейтронов с ядрами. Понятие сечения взаимодействия (Крюч. C22; Сав. C13).
- •Взаимодействие нейтронов со средой. Понятие макросечения и длины пробега (Крюч. С30).
- •Способы получения нейтронов. Источники нейтронов (Крюч. С10).
- •Способы регистрации нейтронов.
- •Энергетическая зависимость сечений взаимодействия для типичных материалов, используемых в ядерных реакторах. Особенности сечений для нуклидов ядерного топлива (Сав. С16).
- •Замедление нейтронов. Непрерывная и дискретная модели описания процесса замедления.
- •Перенос нейтронов. Диффузия как непрерывная модель переноса нейтронов (Крюч. С42).
- •Реактор в форме параллелепипеда
- •Гомогенная и гетерогенная размножающая среда. Особенности баланса нейтронов в гомогенных и гетерогенных средах. Элементарная ячейка как модель гетерогенной среды (Сав. Стр 140 ).
- •Резонансное поглощение нейтронов в гомогенных и гетерогенных средах. Резонансный интеграл. Эффективный резонансный интеграл.
- •Многозонный реактор. Граничные условия. Роль отражателя. Возможности численного моделирования поля нейтронов в реакторах (Сав. Стр117, 131).
- •Физические процессы в ядерном топливе реактора, работающего на мощности, и их влияние на баланс нейтронов.
- •Понятие реактивности. Способы компенсации избыточного запаса реактивности для обеспечения работы реактора. Возможности управления запасом реактивности.
- •Выгорание и воспроизводство ядерного горючего. Принципиальная возможность и физические условия расширенного воспроизводства. Коэффициент воспроизводства.
- •Физические методы определения глубины выгорания и состава отработанного ядерного топлива.
- •Управление ядерным реактором. Роль запаздывающих нейтронов в управляемых нестационарных процессах. Возникновение и отличие в свойствах мгновенных и запаздывающих нейтронов.
- •Кинетика реактора на примере "точечной" модели с одной группой эмиттеров запаздывающих нейтронов. Связь периода реактора с реактивностью.
- •Обратные связи в реакторе. Коэффициенты и эффекты реактивности. Роль обратных связей в обеспечении безопасности реакторов.
- •Нестационарное отравление реактора. "Иодная яма". Ксеноновая неустойчивость в больших энергетических реакторах.
- •Остаточное энерговыделение, аккумулированное тепло, возможные экзотермические процессы в аварийных условиях.
Способы получения нейтронов. Источники нейтронов (Крюч. С10).
Поскольку свободный нейтрон - нестабильная частица, то необходимы внешние, т.е. не зависящие от нейтронного поля, источники нейтронов.
Источники на основе (α,n) реакции. Излучателями α-частиц в источниках данного типа являются радионуклиды, имеющие сравнительно высокую удельную α-активность. К ним относятся нуклиды: 210Po (T1/2=138,4 дня), 226Ra (T1/2=1622 года), 227Ac (T1/2=22 года), 238Pu (T1/2=86,4 года), 239Pu (T1/2=24360 лет), 241Am (T1/2=458 лет), 242Cm (T1/2=162,7 дня), 244Cm (T1/2=18,4 года).
Реакция (α,n) может происходить только в том случае, если:
Кинетическая энергия α-частицы выше кулоновского барьера ядра-мишени;
Энергия возбуждения составного ядра, получившегося после захвата α-частицы ядром-мишенью, больше, чем энергия связи нейтрона в этом составном ядре.
Поэтому в качестве ядра-мишени используют легкие ядра, имеющие малый заряд ядра и, следовательно, низкий кулоновский барьер. Например, реакция на ядре Be: 4He+9Be->13C*->12C+n+5,704 МэВ
Если требуется стабильный во времени источник, то его основой может стать радий или плутоний. Однако, недостатком радиевых источников излучения нейтронов является большая интенсивность γ-излучения радия и продуктов его распада. Плутоний испускает гораздо меньше γ-квантов. Когда необходим источник, практически не излучающий γ-квантов, используют Po-Be. Однако Po имеет сравнительно малый период полураспада, поэтому с таким источником нельзя проводить длительных измерений, не внося поправку на распад полония.
Методы изготовления источников на основе (α,n)-реакции сравнительно просты, но требуют тщательного перемешивания используемых веществ (ядра-излучатели и ядра-мишени) и тщательной герметизации.
Источники на основе (γ,n) реакции. Реакция (γ,n), или фотонейтронная, может происходить в том случае, если энергия γ-квантов выше, чем энергия связи нейтрона в ядре-мишени (только у 9Be и 2H). Обычно энергия γ-квантов, испускаемых радиоактивными веществами, не превышает 3-4 МэВ. Соответствующие реакции можно записать следующим образом: 9Be+ γ->9Be*->8Be+n
2H+ γ->2H*->1H+n
Способ изготовления источников данного весьма прост: ампулу с γ-радиоактивным веществом помещают в заготовку из металлического бериллия, либо в сосуд с тяжелой водой.
Фотонейтронные источники имеют следующие недостатки: большую интенсивность γ-излучения, значительные геометрические размеры и очень малый период полураспада. Кроме того выход нейтронов на 1 Ки излучения на несколько порядков ниже, чем в источниках на основе (α,n)-реакции.
Источники на основе (p,n) реакции. Реакции (p,n) являются экзотермическими и пороговыми. При бомбардировке тонких мишеней протонами с энергией, несколько превышающей порог реакции, имеется возможность получить монохроматический источник нейтронов. Наиболее широкое распространение получили две реакции (потому что нужно преодолеть кулоновский барьер и это легкие ядра):
3H+1H->3He+n (Епор=1,019 МэВ)
7Li+1H->7Be+n (Епор=1,88 МэВ)
При осуществлении этих реакций источником монохроматических протонов обычно является генератор Ван-де-Граафа. Использование приведенных реакций позволяет получать нейтроны с энергией от десятков килоэлектронвольт до нескольких мегаэлектронвольт с выходом около 106 - 107 нейтр./с на 1 мкА тока протонов.
Источники на основе реакций синтеза. Эти реакции – эндотермические и отличаются относительно высоким выходом нейтронов. Для основных реакций синтеза
2H+2H->3He+n+3,28 МэВ
3H+2H->4He+n+17,6 МэВ
Сравнительно высокий выход нейтронов уже достигается при энергии дейтонов около 100 кэВ. В качестве мишеней обычно используются циркониевые подложки, адсорбированный газообразный дейтерий или тритий. Установки, на которых получают нейтроны по приведенным выше реакциям, называются нейтронными генераторами. Энергия ускоренных ионов дейтерия колеблется в пределах от нескольких десятков до нескольких сотен килоэлектронвольт. Эти установки сравнительно дешевы, компактны и удобны в эксплуатации. Выход нейтронов в первой реакции достигает порядка 106 нейтр./(с×мкА), а во второй – в сотни раз больше. Таким образом нейтронный генератор с дейтонным током может генерировать до 108-1010 нейтр./с в зависимости от типа реакции.
Ядерная реакция деления, как источник нейтронов.
См. вопрос №1.