Добавил:
Upload Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:

Мерзликин Основы теории ядерных реакторов

.pdf
Скачиваний:
775
Добавлен:
25.03.2016
Размер:
7.75 Mб
Скачать

ОСНОВЫ ТЕОРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Курс для эксплуатационного персонала АЭС

2

Содержание

 

Тема1. Физические основы получения ядерной энергии

7

1.1. Строение вещества………………………………………………………………………………...

7

1.2. Строение и характеристики атомов………………………………………………………………

8

1.3. Строение ядер и свойства ядерных сил………………………………………………………….

9

1.4. Энергия связи и устойчивость атомов……………………………………………………………

11

1.5. Закономерность и характеристики радиоактивного распада…………………………………...

15

 

Тема 2. Нейтронные ядерные реакции

19

2.1.

Основные типы нейтронных реакций в ядерном реакторе……………………………………..

19

2.2.

Особенности реакции деления и их практическое значение…………………………………...

24

2.3.

Основные характеристики нейтронных полей…………………………………………………..

34

2.4.

Скорости нейтронных реакций и их характеристики…………………………………………...

42

 

Тема 3. Критичность реактора и условия её реализации

50

3.1.

Условия осуществления критичности реактора………………………………………………..

50

3.2.

Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе……………………………………………….

54

 

Тема 4. Характеристики структуры активных зон тепловых реакторов

63

4.1.

Ядерное топливо…………………………………………………………………………………..

63

4.2.

Замедлитель………………………………………………………………………………………..

64

4.3.

Теплоноситель……………………………………………………………………………………..

65

4.4. Параметры структуры активных зон гетерогенных ядерных реакторов……………………..

66

 

Тема 5. Замедление нейтронов в реакторе и его размножающие свойства

73

5.1.

Общие начальные рассуждения………………………………………………………………….

73

5.2.

Характеристики замедляющих свойств веществ………………………………………………..

74

5.3.

Возраст нейтронов в среде………………………………………………………………………..

79

5.4.

Уравнение возраста Ферми и его решение………………………………………………………

84

5.5.

Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов…………………………………...

90

5.6.

Спектр Ферми в гомогенной непоглощающей среде…………………………………………...

91

5.7. Время замедления нейтронов в среде активной зоны реактора………………………………..

94

 

Тема 6. Диффузия и размножающие свойства теплового реактора

96

6.1.

Закон диффузии тепловых нейтронов и длина диффузии……………………………………...

97

6.2. Скорость утечки тепловых нейтронов из единичного объёма активной зоны………………..

102

6.3. Волновое уравнение Гельмгольца, уравнение критичности реактора и величина вероятно-

 

 

сти избежания утечки тепловых нейтронов……………………………………………………..

103

6.4. Геометрический параметр цилиндрического реактора, поле тепловых нейтронов в нём……

106

 

Тема 7. Уран-235, плутоний-239 и размножающие свойства реактора

115

7.1.

Константа η………………………………………………………………………………………..

115

7.2.

Коэффициент использования тепловых нейтронов…………………………………………….

120

 

Тема 8. Уран-238 и размножающие свойства реактора

136

8.1.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах……………………………………………

136

8.2.

Вероятность избежания резонансного захвата………………………………………………….

144

 

Тема 9. Критические размеры и нейтронное поле в реакторе с отражателем

153

9.1.

Отражатель теплового реактора………………………………………………………………….

153

9.2.

Эффективная добавка …………………………………………………………………………….

157

9.3. Геометрический параметр и поле тепловых нейтронов в гомогенной цилиндрической ак-

160

 

тивной зоне реактора с отражателем…………………………………………………………….

9.4. Особенности нейтронного поля в гетерогенном реакторе с отражателем…………………….

162

9.5. Показатели неравномерности нейтронного поля в реакторе и методы её снижения………...

165

 

Тема 10. Температурные эффекты реактивности в энергетических реакторах

175

10.1. Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности……………………...

175

10.2. Условие устойчивости работы энергетического реактора на мощности……………………..

181

10.3. Чем определяется форма кривой ТЭР?………………………………………………………….

185

10.4. Условные составляющие ТЭР и ТКР……………………………………………………………

187

10.5. Мощностной ТЭР (ТКР) реактора……………………………………………………………….

190

10.6. ТЭР (ТКР) теплоносителя………………………………………………………………………..

193

 

Тема 11. Элементарная кинетика теплового реактора

199

11.1. Элементарное уравнение кинетики реактора…………………………………………………...

199

11.2. Среднее время жизни поколения нейтронов в тепловом реакторе……………………………

208

11.3. Период реактора, время удвоения мощности и их взаимосвязь………………………………

210

 

Тема 12. Кинетика «холодного» реактора с учётом запаздывающих нейтронов

215

12.1. Дифференциальные уравнения кинетики реактора с учётом запаздывающих нейтронов….

216

12.2. Переходные процессы при сообщении реактору отрицательной реактивности……………..

223

12.3. Переходные процессы при сообщении реактору положительной реактивности…………….

226

12.4. Особенности переходных процессов при введении малых и больших реактивностей……...

231

12.5. Как управляют реактором на малых уровнях мощности.……………………………………..

233

 

Тема 13. Основы кинетики подкритического реактора при его пуске

238

13.1. Источники нейтронов в подкритическом реакторе…………………………………………….

238

13.2. Устанавливающаяся в подкритическом реакторе плотность нейтронов……………………..

240

13.3. Переходные процессы при изменениях степени подкритичности реактора…………………

244

13.4. Время установления плотности нейтронов после изменения степени подкритичности…….

245

13.5. Процедура ступенчатого пуска и ядерная безопасность реактора……………………………

246

 

Тема 14. Понятия общего и оперативного запаса реактивности

249

 

Тема 15. Уменьшение запаса реактивности с выгоранием ядерного топлива

252

15.1. Дифференциальное уравнение выгорания урана-235…………………………………………

252

15.2. Энерговыработка реактора……………………………………………………………………...

253

15.3. Потери запаса реактивности с выгоранием топлива…………………………………………..

254

15.4. Основные характеристики выгорания…………………………………………………………..

255

 

Тема 16. Уменьшение запаса реактивности от шлакования ядерного топлива

257

16.1.

Количественные меры шлакования…………………………………………………………….

257

16.2. Кинетика роста потерь запаса реактивности за счёт шлакования……………………………

258

 

Тема 17. Рост запаса реактивности с воспроизводством ядерного топлива

262

17.1. Схема образования и убыли вторичного топлива……………………………………………..

262

17.2. Система дифференциальных уравнений воспроизводства плутония-239……………………

262

17.3. Рост запаса реактивности с воспроизводством плутония-239………………………………..

264

17.4. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива…………………………………………….

264

 

Тема 18. Использование выгорающих поглотителей

266

18.1. Характеристики наиболее распространённых выгорающих поглотителей………………….

266

18.2. Факторы, определяющие скорость выгорания ВП…………………………………………….

266

18.3. Характер изменения реактивности при различных способах размещения ВП………………

268

18.4. Кривая энерговыработки активной зоны реактора…………………………………………….

269

 

Тема 19. Отравление реактора ксеноном-135

271

19.1. Схема образования и убыли ксенона и уравнения отравления реактора ксеноном…………

272

19.2. Стационарное отравление реактора ксеноном…………………………………………………

273

19.3. Переотравление реактора ксеноном после останова («йодная яма»)…………………………

278

19.4. Переотравления реактора ксеноном после изменения уровня мощности……………………

285

19.5. Расчёт изменения потерь реактивности за счёт отравления реактора ксеноном…………….

288

 

Тема 20. Отравление реактора самарием-149

290

20.1. Схема образования и убыли самария и ДУ-ДУ отравления реактора самарием…………….

290

20.2. Потери реактивности при стационарном отравлении реактора самарием…………………...

291

20.3. Закономерность выхода реактора на стационарное отравление самарием…………………..

292

20.4. Нестационарное переотравление самарием после останова («прометиевый провал»)……...

293

20.5. Переотравление самарием после пуска длительно стоявшего реактора……………………...

296

20.6. Нестационарное переотравление после изменения уровня мощности реактора…………….

297

 

Тема 21. Эффективность стержня-поглотителя и группы поглотителей

299

21.1. Действие вводимого в активную зону стержня-поглотителя………………………………….

299

21.2. Характеристика положения стержня-поглотителя в активной зоне…………………………..

300

21.3. Понятие об интегральной и дифференциальной эффективности поглотителя………………

300

21.4. Эффективный радиус стержня-поглотителя……………………………………………………

301

21.5. Физический вес центрального стержня-поглотителя полной длины…………………………

303

21.6. Физический вес нецентрального подвижного стержня-поглотителя…………………………

304

21.7. Кривые интегральной и дифференциальной эффективности подвижных поглотителей……

305

21.8. Изменение реактивности реактора при перемещении подвижного поглотителя……………

308

21.9. Особенности характеристик укороченных стержней-поглотителей…………………………

308

21.10. Интерференция подвижных стержней-поглотителей………………………………………..

310

21.11. Простейшие методы градуировки подвижных поглотителей……………………………….

312

 

Тема 22. Борное регулирование ВВЭР

318

22.1.

Сущность борного регулирования……………………………………………………………...

318

22.2.

Характер изменения концентрации борной кислоты в 1 контуре при водообмене…………

319

22.3.

Эффективность борной кислоты………………………………………………………………..

321

22.4. Факторы, определяющие величину дифференциальной эффективности борной кислоты…

325

Тема 23. Расчётное обеспечения ядерной безопасности ВВЭР при его эксплуатации

327

23.1. Расчёт пусковой критической концентрации борной кислоты……………………………….

327

23.2. Расчёт предельного расхода подпитки первого контура дистиллатом при пуске ВВЭР…...

331

23.3. Время снижения концентрации борной кислоты до заданной величины……………………

336

23.4. Расчёт безопасного значения стояночной концентрации борной кислоты…………………..

338

23.5. Расчёт времени достижения безопасной стояночной концентрации борной кислоты…….

340

 

Литература

 

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

А.Р. – анизотропия рассеяния. АЗ – аварийная защита.

аз – активная зона.

АР – автоматический регулятор.

АРМ – автоматический регулятор мощности. АЧС – абсолютно чёрный стержень.

ББС – борно-бериллиевый стержень.

БКР – барометрический коэффициент реактивности. БН – быстрые нейтроны.

БР – борное регулирование.

БРУ-СН (-К, -А) – быстродействующее редукционное устройство для сброса пара в конденсатор собственных нужд (в главный конденсатор, в атмосферу).

БС - бериллиевый стержень.

ВВРД – водо-водяной реактор с водой под давлением. ВВРК – водо-водяной реактор кипящего типа.

ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор. ВКВ – верхний концевой выключатель (ОР СУЗ). ВП – выгорающий поглотитель.

ВУГ – волновое уравнение Гельмгольца. ГБС – гадолиний-бериллиевый стержень. ГК – главный конденсатор.

ГУ – граничное условие (для получения частного решения дифференциального уравнения). ГЦН – главный циркуляционный насос.

ДП – деаэратор подпитки.

ДУ – дифференциальное уравнение. ДЭ – дифференциальная эффективность. ЗН – замедляющиеся нейтроны.

ЗпН – запаздывающие нейтроны. ЗР – запас реактивности.

ИЭ – интегральная эффективность. ЙЯ – йодная яма.

КД – компенсатор давления. КэВ – килоэлектронВольт. МгН – мгновенные нейтроны. МК – мгновенная критичность.

МКУМ – минимально контролируемый уровень мощности (реактора). МН – медленные нейтроны.

МэВ – мегаэлектронВольт.

МЭР (МКР) – мощностной эффект (коэффициент) реактивности. НКВ – нижний концевой выключатель (ОР СУЗ).

НП – нейтронное поле.

НУ – начальное (-ые) условие (-ия) для решения дифференциального уравнения. НФИ – нейтронно-физические измерения.

НФХ – нейтронно-физическая характеристика. НЦ – нейтронный цикл.

ОбЗР – общий запас реактивности.

ООСС – относительная обратная скорость счёта. ОпЗР – оперативный запас реактивности.

ОР СУЗ – органы регулирования системы управления и защиты. ПКУ – подкритический коэффициент умножения.

ПН – промежуточные нейтроны.

ПП– переходный процесс.

ПП– прометиевый провал.

ПТЭР (ПТКР) – плотностной температурный эффект (коэффициент) реактивности. РБ – радиационная безопасность РБМК – реактор большой мощности канальный РзН – резонансные нейтроны.

РУ – резонансный уровень.

СВО – система специальной водоочистки.

СВП – самовыгорающий поглотитель.

СДУКР – система дифференциальных уравнений кинетики реактора (с учётом ЗпН). СП – стержень-поглотитель.

СПУ – счётно-пусковая установка.

СЦРД – самоподдерживающаяся цепная реакция деления.

Т – абсолютная (выражаемая в Кельвинах) температура чего-либо. t – температура чего-либо, выражаемая в градусах Цельсия.

ТВС – тепловыделяющая сборка. твэл – тепловыделяющий элемент. ТК – топливная композиция.

ТКР – температурный коэффициент реактивности.

Тн – температура тепловых нейтронов («нейтронного газа»). ТН – тепловые нейтроны.

тн – теплоноситель.

ТТН – теплотехническая надежность (активной зоны). ТЭР – температурный эффект реактивности.

УВФ – уравнение возраста Ферми. УК – уравнение критичности реактора. УОЧ – уравнение «обратных часов». ФВ – физический вес (ОР СУЗ).

ЧС – чёрный стержень. эВ - электронВольт

ЭВМ – электронная вычислительная машина. ЭРИ – эффективный резонансный интеграл.

ЭУКР – элементарное уравнение кинетики реактора. ЭЯР – энергетический ядерный реактор.

ЯБ – ядерная безопасность.

ЯИЗН – ядра-излучатели запаздывающих нейтронов. ЯПЗН – ядра-предшественники запаздывающих нейтронов. ЯР – ядерный реактор.

ЯТ – ядерное топливо.

ЯТЭР (ЯТКР) – ядерный температурный эффект (коэффициент) реактивности.

Тема 1. Физические основы получения ядерной энергии

7

Тема 1.

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ

1.1. Строение вещества

Все вещества состоят из молекул - частиц, каждая из которых определяет все фи- зико-химические свойства вещества.

Молекулы простых веществ (К, Не, О2, Н2, Мо,...) состоят из одного или несколь-

ких атомов одного химического элемента.

Молекулы сложных веществ (UO2, Н3ВО3, В4С, ...) состоят из атомов нескольких химических элементов.

Молекулы и составляющие их атомы различаются прежде всего по их массе. Для удобства сравнения массы различных молекул (атомов) принято измерять в относительных единицах, называемых атомными единицами массы (а.е.м.).

1 а.е.м. - это 1/12 часть массы изотопа атома углерода-12. В единицах системы СГС (которая чаще всего используется в нейтронно-физических расчетах) 1 а.е.м. эквивалентна 1.660567.10-24 г. Относительная масса молекулы или атома, выраженная в а.е.м., называется молекулярной (или атомной соответственно) массой и обозначается символом А.

Пространственную плотность молекул (атомов) в различных веществах принято оценивать величиной молекулярной (атомной) концентрации, то есть числом молекул (атомов), содержащихся в единице объёма вещества.

Опираясь на следствие закона Авогадро о том, что число молекул в 1 моле веще-

ства - величина постоянная (называемая числом Авогадро NА = 6.0221.1023 моль-1), мо-

лекулярная концентрация любого вещества легко рассчитывается по известным величинам плотности γ и молекулярной массы А вещества по формуле:

N =

γ

N A .

(1.1)

 

 

А

 

В единицах системы СГС размерность вычисленной по формуле (1.1) величины молекулярной концентрации – см -3, то есть молекул в 1 см3.

Таким образом, получается:

а) для простых веществ, каждая молекула которых содержит только один атом, молекулярная концентрация вещества по величине совпадает с атомной концентрацией и вычисляется по формуле (1.1);

б) для сложных веществ, каждая молекула которых содержит m сортов атомов различных химических элементов, молекулярная концентрация также находится по формуле (1.1), в которой молекулярная масса

m

 

А = n1 A1 + n2 A2 + ... + ni Ai + ... + nm Am = ni Ai ,

(1.2)

i=1

находимая по правилам химии, представляет собой сумму масс всех компонентов молекулы вещества; (здесь ni - число атомов каждого компонента в молекуле вещества, а Ai - атомная масса i-го компонента);

Пример. Кристаллическая борная кислота H3BO3 плотностью γ = 1.28 г/см3 будет иметь относительную молекулярную массу:

А = 3Ан+1Ав+3Ао = 3. 1 + 1 .10.81 + 3 .16 = 61.81 а.е.м.,

а, следовательно, её молекулярная концентрация будет равна:

N =

γ

× N A =

1.28

× 6.0221×1023 = 1.2471×1022 см-3.

 

 

 

A

61.81

Тема 1. Физические основы получения ядерной энергии

8

в) атомные концентрации компонентов сложных веществ находятся по общей формуле:

Ni = ni × N ,

(1. 3)

где ni - число атомов i-го компонента в каждой молекуле вещества, а

N - молекулярная

концентрация вещества.

 

Пример.

Вупомянутом выше примере борной кислоты:

-атомная концентрация водорода Nн= 3N = 3 .1.2471.1022 = 3.7413 .1022 см -3, т.к. в

каждой молекуле борной кислоты содержится по три атома водорода;

-атомная концентрация бора Nв = N = 1.2471 .1022 см -3, т.к. в молекуле борной кислоты содержится только один атом бора;

-атомная концентрация кислорода No= 3N = 3 . 1.2471 .1022 = 3.7413 .1022 см -3, т.к.

вкаждой молекуле борной кислоты по три атома кислорода.

г) атомные концентрации в простых многоатомных веществах, очевидно, можно рассматривать как частность случая (в) и находить по общей формуле (1.3).

Пример. Молекула йода (J2) содержит по два атома химического элемента йода, поэтому атомная концентрация йода в кристаллическом йоде плотностью γ = 4.9 г/см3 будет равна

N J

=

γ

× N A × n =

4.9

× 6.0221×1023 × 2 = 2.325 ×1022 см3 .

 

2 ×126.9

 

 

A

 

1.2. Строение и характеристики атомов

Атомы различных химических элементов отличаются, прежде всего по их массе, и атомная масса в какой-то мере определяет периодичность повторения химических свойств различных атомов. Однако массовое число A не является однозначной характеристикой всех свойств атомов любых веществ.

Действительной характеристикой, определяющей физико-химическую индивидуальность атома вещества, является его атомный номер (z) в открытой Д.И.Менделеевым Периодической Системе элементов. Называя атомный номер элемента z, мы фактически называем сам этот элемент, об атомах которого идёт речь.

Например, если z = 6, нам ясно, что речь идет об углероде (С), а если z = 92, это равносильно тому, что элемент назван ураном (U), и т.д.

Поэтому атомный номер элемента z - характеристика, равноценная принятому химическому символу атомов вещества.

Массовое число A и атомный номер z элемента - пара характеристик, пол-

ностью определяющих физико-химическую индивидуальность атомов любого вещества.

Атомная теория раскрывает физический смысл этих характеристик в следующих основных положениях:

а) Все атомы состоят из положительно заряженного ядра и обращающихся вокруг него отрицательно заряженных частиц - электронов.

б) Электрический заряд электрона qe = - 1.6022 .10-19 Кл - наименьший электри-

ческий заряд, обнаруженный экспериментально, и это дало повод назвать его элементарным зарядом, а заряды других частиц и структур на микроуровне - измерять в элементарных зарядах.

в) Атомный номер элемента z - есть не что иное, как суммарное количество

электронов в атоме.

г) Поскольку устойчивый атом любого химического элемента электронейтрален, отрицательный заряд электронных оболочек в атоме нейтрализуется равным по величи-

Тема 1. Физические основы получения ядерной энергии

9

не положительным зарядом ядра. Поэтому другое представление об атомном номере состоит в том, что атомный номер химического элемента - это положительный за-

ряд ядра его атома, выраженный в величинах элементарных электрических зарядов (то есть в зарядах электрона).

д) Масса покоя одиночного электрона mе = 9.1095.10-28 г, что соответствует при-

близительно 5.486.10-4 а.е.м. Разница в порядках величин масс всего атома (от единицы до сотен а.е.м.) и электронов в нём (от 5.486.10-4 до величин порядка 10-2 а.е.м.), которая, как видно из приведенных цифр, составляет четыре порядка, приводит к выводу о том, что практически вся масса атома (более 99.9%) сосредоточена в его ядре.

е) Размеры атомов, найденные в экспериментах, выполненных по различным методикам, имеют порядок 10-8 см, а размеры ядер атомов - величины порядка 10-13 см.

Эти цифры свидетельствуют о том, что ядро занимает ничтожную часть объёма

атома.

Если под объёмом ядра понимать сферу, в пределах которой эффективно действуют ядерные силы, радиус этой сферы можно оценить по полуэмпирической формуле:

Rя 1.21.10-13 3

A

, см, .

(1.4)

где А, а.е.м. - атомная масса элемента.

1.3. Строение ядер и свойства ядерных сил

1.3.1. Ядро любого атома имеет сложную структуру и состоит из частиц, назы-

ваемых нуклонами. Известно два типа нуклонов - протоны и нейтроны.

Протоны - нуклоны массой 1 а.е.м. с положительным зарядом, равным единице, то есть величине элементарного заряда (электрона).

Нейтроны - электронейтральные нуклоны массой 1 а.е.м.

*) Строго говоря, массы покоя протонов и нейтронов несколько отличаются: mр= 1.6726 .10-24 г mn= 1.67439 .10-24 г. Об этом различии - речь впереди.

1.3.2. Так как масса ядра практически равна A, заряд ядра - z, а массы протона и нейтрона практически равны, при таких представлениях следует принять как должное,

что ядро устойчивого электронейтрального атома состоит из z протонов и (A - z)

нейтронов. Следовательно, атомный номер элемента - есть не что иное как протонный заряд ядра атома, выраженный в единицах элементарного заряда электрона. Другими словами, z - это число протонов в ядре атома.

1.3.3. Наличие в ядре протонов (частиц с электрическим зарядом одного знака) вследствие кулоновских сил отталкивания между ними должно было бы привести к разлёту нуклонов. В реальности этого не происходит. Существование в природе множества устойчивых ядер приводит к выводу о существовании между нуклонами ядра более мощных, чем кулоновы, ядерных сил притяжения, которые, преодолевая куло-

новское отталкивание протонов, стягивают нуклоны в устойчивую структуру - ядро.

1.3.4. Размеры ядер атомов, определенные по формуле (1.4), есть величины порядка 10-13 см. Отсюда первое свойство ядерных сил (в отличие от кулоновых, гравита-

ционных и других) - короткодействие: ядерные силы действуют только на малых

расстояниях, сравнимых по величине с размерами самих нуклонов.

Даже не зная точно, что за материальное образование представляет собой протон или нейтрон, можно оценить их эффективные размеры как диаметр сферы, на поверхности которой ядерное притяжение двух соседних протонов уравновешивается их кулоновским отталкиванием. Эксперименты на ускорителях по рассеянию ядрами электронов позволили оценить эффективный радиус нуклона Rн 1.21 .10-13 см.

Тема 1. Физические основы получения ядерной энергии

10

1.3.5. Из короткодействия ядерных сил вытекает второе их свойство, кратко име-

нуемое насыщением. Это означает, что любой нуклон ядра взаимодействует не со все-

ми другими нуклонами, а лишь с ограниченным числом нуклонов, являющихся его непо-

средственными соседями. Число таких соседей у нуклона не может быть больше 12.

1.3.6. Третье свойство ядерных сил - их равнодействие. Поскольку считается, что ядерные силы взаимодействия между нуклонами обоих видов являются силами одной природы, предполагается, что на расстояниях порядка 10-13 см два протона, два ней-

трона или протон с нейтроном взаимодействуют одинаково (разумеется, речь о ядерных взаимодействия; кулоновы силы отталкивания протонов при этом «выводятся за скобки», то есть не принимаются во внимание).

1.3.7. Протон в свободном состоянии (то есть вне атомных ядер) стабилен.

Нейтрон в свободном состоянии длительно существовать не может, он претерпевает распад на протон, электрон и антинейтрино с периодом полураспада T1/2 = 11.2 мин. по схеме:

о1 n → 11p + e +ν~.

*) Антинейтрино (ν~ ) - электронейтральная частица материи с нулевой массой покоя.

1.3.8. Итак, любое ядро считается полностью индивидуализированным, если известны две его основные характеристики - число протонов z и массовое число A, поскольку разница (A - z) определяет число нейтронов в ядре. Индивидуализированные ядра атомов принято в общем случае называть нуклидами.

Среди множества нуклидов (а их в настоящее время известно более 2000 - естественных и искусственных) есть такие, у которых одна из двух упомянутых характеристик одинакова, а другая – различна по величине.

Нуклиды с одинаковым z (числом протонов) называют изотопами. Поскольку атомный номер определяет в соответствии с Периодическим Законом Д.И.Менделеева индивидуальность только химических свойств атома элемента, об изотопах всегда говорят со ссылкой на символ соответствующего им химического элемента в Периодической Системе.

Например, 233U, 234U, 235U, 236U, 238U, 239U - все это изотопы урана, который в Периодической Системе элементов Д.И.Менделеева имеет порядковый номер z = 92.

Изотопы любого химического элемента, как видим, имеют равное число

протонов, но различные числа нейтронов.

Нуклиды равной массы (A), но с различными зарядами z называют изобарами.

Изобары, в отличие от изотопов, - нуклиды различных химических элементов.

Примеры: 115 B и 114 C - изобары нуклидов бора и углерода; 37 Li и 47 Be - изобары нуклидов лития и бериллия; 13553 J , 13554 Xe и 13555 Сs - также являются изобарами йода, ксенона и цезия соответственно.

1.3.9. Из формулы (1.4) можно оценить плотность нуклонов в ядрах и массовую плотность ядерного вещества. Если считать ядро сферой с радиусом R и количеством нуклонов в ее объёме, равным A, число нуклонов в единице объёма ядра найдётся как

Nн = A/Vя = 3А/4πR3 = 3А/4π(1.21 .10-13A 1/3)3 = 1.348 .1038 нукл/см3,

а, так как масса одного нуклона равна 1 а.е.м. = 1.66056.10-24 г, то плотность ядерного вещества будет

γяв = Nнmн = 1.348 .1038 .1.66056 .10-24 = 2.238 .1014 г/см3.= 223.8 Мт/см3

Порядок приведенного расчёта свидетельствует о том, что плотность ядерного

вещества одинакова в ядрах всех химических элементов.