Национальный исследовательский
ядерный университет (МИФИ)
Институт Ядерной Физики и Технологий
Кафедра №5 Теоретической и Экспериментальной Физики Ядерных Реакторов
Курс: Теория Переноса Нейтронов
Введение Лекция 3
Доцент Юрий Николаевич Волков
YNVolkov@gmail.com Комната Э-412
Содержание лекции:
1.Источники нейтронов
2.Ядерные реакторы
3.Основные задачи проектирования и расчетного сопровождения ядерных реакторов
Источники нейтронов. Форма записи ядерных реакции
Четыре основных закона, регулирующие ядерные реакции.
1.Сохранение нуклонов. Общее число нуклонов до и после реакции одинаково.
2.Сохранение заряда. Сумма зарядов на всех частицах до и после реакции одинакова
3.Сохранение импульса. Общий импульс взаимодействующих частиц до и после реакции одинаковый.
4.Сохранение энергии. Энергия, включая энергию массы покоя, сохраняется в ядерных реакциях.
Число нуклонов
n - нейтрон
- гамма-квант
Число протонов
или
Реакции часто называют по совокупности налетающих и испускаемых частиц, стоящих в скобках; так, выше записан типичный пример (n, γ)-реакции
Курс: Теория переноса нейтронов |
3 |
© НИЯУ МИФИ, Москва, Российская Федерация |
|
Источники нейтронов
(α, n) реакции
(γ,n) реакции
Внешние
Спонтанное деление
(p,n) реакции
Внутренние
Реакции синтеза
Реакции деления
4
Альфа источники
(α, n) реакции
Внешние |
4He + 9Be →13C*→ 12C + n |
Источники α-частиц:
Внутренние 4He + 18O → 21Ne + n 210Po (T1/2=138 дня), 226Ra (T1/2=1.6×103 г.),
235U (T1/2=7.0×108 г.),
239Pu (T1/2=24.1×103 г.),
240Pu (T1/2=6.6×103 г.)
5
Гамма источники
(γ , n) реакции
T1/2=
Внешние
1n + 123Sb → 124Sb* 60→дня 124Te + β- + γ (1.7 MэВ)
9Be + γ →9Be*→ 8Be + n
Внутренние 2H + γ →2H*→ 1H + n
6
Спонтанное деление
Спонтанное
деление
|
238U (T1/2=8.0×1015 г.) →1.6×10-2 н/с∙гр, |
|
Внутреннее |
239Pu (T1/2=5.5×1015 г.) →2.2×10-2 н/с∙гр, |
|
|
240Pu (T1/2=1.2×1011 г.) →1.2×103 н/с∙гр, |
|
Внешнее |
252Cf (T1/2=85.5 г.) |
→2.3×1012 н/с∙гр |
7
2. Источники нейтронов
1.Источники на основе ( ,n) – реакции
4He + 9Be 13C* 12C + n + 5,704 МэВ. 2. Источники на основе ( ,n) – реакции
9Be + 9Be* 8Be + n 2Н + 2Н* 1Н + n.
3. Источники, на основе (p,n) реакций
3Н + 1Н 3Не + n (Епор=1.019 МэВ) 7Li + 1Н 7Be + n (Епор=1.88 МэВ)
4. Источники, на основе реакции синтеза
2H + 2H 3He + n + 3.28 МэВ 3H + 2H 4He + n + 17.6 МэВ
1.Источники на основе ( ,n) – реакции
4He + 9Be 13C* 12C + n + 5,704 МэВ. 2. Источники на основе ( ,n) – реакции
9Be + 9Be* 8Be + n 2Н + 2Н* 1Н + n.
3. Источники, на основе (p,n) реакций
3Н + 1Н 3Не + n (Епор=1.019 МэВ) 7Li + 1Н 7Be + n (Епор=1.88 МэВ)
4. Источники, на основе реакции синтеза
2H + 2H 3He + n + 3.28 МэВ 3H + 2H 4He + n + 17.6 МэВ
Более высокие интенсивности могут быть получены небольшими источниками на основе ускорителя. На протяжении многих лет они технологии развивались настолько, что это достаточно компактные, портативные источники, коммерчески доступные.
Обычно они основаны на реакции «D-T». Они широко используются для промышленных и охранных приложений, основанных на быстрой нейтронной радиографии и оперативном анализе активации гамма-излучения
Курс: Теория переноса нейтронов |
8 |
© НИЯУ МИФИ, Москва, Российская Федерация |
|
Ядерный реактор, как источник нейтронов
Стационарные реакторы
Для научных экспериментов необходимо выделить из непрерывного спектра нейтронов пучки монохроматичных нейтронов.
Ядерные реакторы с непрерывным потоком нейтронов имеют ограничения по потоку, связанные в основном с проблемой охлаждения.
В импульсных реакторах при той же средней мощности выход используемых для исследований нейтронов многократно возрастает.
Импульсные реакторы
1. Самогасящиеся импульсные реакторы
Длительность нейтронных импульсов в таких реакторах от нескольких десятков микросекунд до нескольких секунд. Частота повторения импульсов невелика (один импульс в час, а то и 2-3 раза в сутки) и определяется временем, необходимым для охлаждения реактора. В импульсе до ~1018 нейтронов (ЯГУАР в ВНИИТФ, Снежинск)
2. Периодические импульсные реакторы
3. Бустеры
9
Мирное использование
ядерной энергии
Атомная энергетика основана на использовании ядерной энергии, выделяющейся в результате цепной реакции деления ядерного топлива
9236 Kr
n |
200 |
2 -3 n |
MэВ |
|
|
235 |
236 |
|
92 U |
|
|
|
92 U |
141 |
|
Нестабильное |
|
|
56 Ba |
|
|
ядро |
|
10