
- •1. ПРЕДЫСТОРИЯ
- •2. НАЧАЛО ИСТОРИИ ЯДЕРНОЙ ФИЗИКИ
- •3. ЭПОХА ПРАКТИЧЕСКОГО ПРИМЕНЕНИЯ ИДЕЙ ЯДЕРНОЙ ФИЗИКИ
- •4. СОВРЕМЕННАЯ ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА
- •5. РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ РЕГИСТРАЦИИ ИЗЛУЧЕНИЙ
- •6. РАЗВИТИЕ УСКОРИТЕЛЬНОЙ ТЕХНИКИ
- •7. РАЗВИТИЕ РЕАКТОРОСТРОЕНИЯ
- •1. ОСНОВНОЙ ЗАКОН РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА
- •2. СТАТИСТИКА РАСПАДА
- •3. РАСПАД СМЕСИ РАДИОНУКЛИДОВ
- •4. ПРОЦЕССЫ НАКОПЛЕНИЯ И РАСПАДА ГЕНЕТИЧЕСКИ СВЯЗАННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ
- •4.1 Цепочка из двух изотопов
- •4.2 Цепочки из трёх и более изотопов
- •4.3 Радиоактивные равновесия
- •4.3.1 Случай отсутствия равновесия
- •4.3.2 Подвижное равновесие
- •4.3.3 Вековое равновесие
- •4.4 Разветвленный распад
- •4.5 Степень равновесности
- •4.6 Примеры радиоактивных распадов
- •1. ПРИМЕРЫ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ
- •1.1 Семейства урана, тория и актиния
- •1.2 Семейство нептуния
- •2. ПРИРОДНЫЕ РАДИАКТИВНЫЕ СЕМЕЙСТВА
- •3. ТЕХНОГЕННЫЕ РАДИОНУКЛИДЫ – РОДОНАЧАЛЬНИКИ ЕСТЕСТВЕННЫХ РЯДОВ
- •4. ОТКРЫТОСТЬ СИСТЕМЫ И СДВИГИ РАДИОАКТИВНЫХ РАВНОВЕСИЙ
- •5. КОНЦЕПЦИЯ ЭКВИВАЛЕНТНОСТИ РАДИОТОКСИЧНОСТИ ПРИРОДНЫХ И РЕАКТОРНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ СЕМЕЙСТВ
- •6. РАДИОАКТИВНЫЕ ЦЕПОЧКИ ТЕХНОГЕННЫХ НУКЛИДОВ
- •1. ЯВЛЕНИЕ ИЗОТОПИИ
- •1.1 Историческая справка
- •1.2 Изотопы и изобары
- •1.3 Применение изотопов
- •2. ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА НЕКОТОРЫХ ИЗОТОПОВ
- •3. КОММЕРЧЕСКИЕ РАДИОАКТИВНЫЕ ИЗОТОПЫ
- •4. ИЗОТОПНЫЕ ЭФФЕКТЫ
- •5. АНАЛИЗ ИЗОТОПНОГО СОСТАВА
- •6. РАЗДЕЛЕНИЕ ИЗОТОПОВ
- •6.1 Общие замечания
- •6.2 Газовая диффузия
- •6.3 Диффузия в потоке пара (противопоточная масс-диффузия)
- •6.4 Термодиффузия
- •6.5 Газовое центрифугирование
- •6.6 Электромагнитное разделение.
- •6.7 Химическое обогащение
- •6.8 Аэродинамическая сепарация
- •6.9 AVLIS (испарение с использованием лазера).
- •6.10 Дистилляция
- •6.11 Электролиз
- •6.12 Изотопный обмен
- •7. ПРОИЗВОДСТВО ИЗОТОПОВ
- •7.1 Производство стабильных изотопов
- •7.2 Получение изотопов в ядерных реакторах
- •7.3 Получение изотопов на ускорителях
- •1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ И ЕГО ПОЛЕ
- •2. ВИДЫ ИЗЛУЧЕНИЙ
- •2.1. Корпускулярное излучение
- •2.1.1 Альфа-излучение
- •2.1.2 Протонное излучение
- •2.1.3 Нейтронное излучение
- •2.1.4 Электронное излучение
- •2.1.5 Бета-излучение
- •2.2 Космическое излучение.
- •2.3 Электромагнитное излучение
- •2.3.1 Рентгеновское излучение
- •2.3.2 Гамма излучение
- •2.3.3 Тормозное излучение
- •2.3.4 Излучение Черенкова-Вавилова
- •2.3.5 Синхотронное излучение
- •2.3.6 Переходное излучение
- •3. СВОЙСТВА ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
- •4. ИСТОЧНИКИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
- •4.1 Терминология: радиоактивные источники излучений и их характеристики
- •4.2 Классификация источников излучения.
- •4.2.1 Источники рентгеновского излучения.
- •4.2.2 Ускорители
- •4.2.3 Нейтронные источники
- •1. ПРОХОЖДЕНИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ СКВОЗЬ ВЕЩЕСТВО
- •1.1 Терминология: взаимодействие ионизирующих излучений со средой
- •1.2 Типы взаимодействия излучения с веществом
- •1.3 Ионизация и возбуждение
- •2. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ТЯЖЕЛЫХ ЧАСТИЦ С ВЕЩЕСТВОМ
- •2.1 Взаимодействие заряженной частицы с электроном
- •2.2 Ионизация и возбуждение атома
- •2.3 Тормозная способность
- •2.4 Пробег
- •3. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ЭЛЕКТРОНОВ С ВЕЩЕСТВОМ
- •3.1 Потери энергии движущимися электронами
- •3.2 Эффективный пробег электронов
- •3.4 Каскадный ливень
- •4.1 Процессы поглощения гамма-излучения
- •4.2 Поглощение гамма-излучения.
- •5. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С ВЕЩЕСТВОМ
- •1. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ С УЧАСТИЕМ НЕЙТРОНОВ
- •1.1 Радиационный захват нейтрона
- •1.2 Реакции с образованием протонов
- •1.4 Реакции деления под действием нейтронов
- •1.6 Неупругое рассеяние нейтронов
- •1.7 Упругое рассеяние нейтронов
- •2. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ С УЧАСТИЕМ ЗАРЯЖЕННЫХ ЧАСТИЦ
- •2.2 Реакции под действием протонов
- •2.3 Ядерные реакции под действием заряженных частиц, ускоренных при высоких энергиях
- •2.4 Ядерные реакции с тяжёлыми ионами
- •2.5 Ядерные реакции с участием электронов, мюонов, мезонов, гиперонов и античастиц
- •3. ФОТОЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
- •4. ТЕРМОЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ
- •1. КЛАССИФИКАЦИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ
- •2. ЗАКОНЫ СОХРАНЕНИЯ В ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЯХ
- •2.1 Барионный заряд
- •2.2 Энергия и импульс
- •2.3 Закон сохранения импульса
- •2.4 Момент количества движения
- •2.5 Чётность
- •2.6 Изотопический спин
- •3. КИНЕТИКА И ВЫХОД ЯДЕРНОЙ РЕАКЦИИ
- •3.1 Сечение ядерной реакции
- •3.2 Скорость ядерной реакции
- •4. МЕХАНИЗМЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ
- •4.1 Модель составного ядра
- •4.2 Оптическая модель
- •4.3 Модель прямых механизмов
- •1. ВЫНУЖДЕННОЕ ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР
- •1.1 Особенности процесса деления
- •1.2 Жидкокапельная модель ядра в описании деления
- •1.3 Оболочечная модель ядра в интерпретации процесса деления
- •2. ПРОЦЕСС ВЫНУЖДЕННОГО ДЕЛЕНИЯ
- •2.1 Вероятность деления
- •2.2 Стадии процесса деления
- •2.3 Энергетика процесса деления
- •2.4 Продукты деления
- •1. ЦЕПНЫЕ ПРОЦЕССЫ
- •1.1 Цепные реакции в химии
- •1.2 Ядерные цепные реакции
- •1. 3 Цепная реакция деления
- •1.4 Ядерный взрыв
- •1.5 Ядерная безопасность
- •2 КРИТИЧЕСКАЯ МАССА
- •3. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ В АТОМНОЙ БОМБЕ
- •3.1 Урановый заряд
- •3.1.1 Делящиеся изотопы урана
- •3.1.2 Устройство и принцип работы урановой атомной бомбы
- •3.2 Плутониевый заряд
- •4 НЕЙТРОННОЕ ОРУЖИЕ
- •1. ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ НЕЙТРОНОВ С ВЕЩЕСТВОМ
- •1.1 Свойства нейтронов
- •1.2 Свойства нейтронов различных энергий
- •1.3 Замедление нейтронов
- •1.4 Замедлители нейтронов
- •1.5 Диффузия нейтронов
- •1.6 Альбедо нейтронов
- •2. НЕЙТРОНЫ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ
- •2.1 Генерация нейтронов
- •2.2 Радиационный захват
- •2.3 Рассеяние нейтронов в реакторе
- •2.4 Основные характеристики нейтронных полей
- •2.5 Размножение нейтронов
- •2.6 Критичность реактора
- •2.7 Распространение нейтронов в среде
- •3. УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ
- •3.1 Реактивность реактора
- •3.2 Нейтронный цикл
- •3.3 Управление реактором на тепловых нейтронах
- •1. ИСТОРИЯ АТОМИЗМА
- •2. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА
- •2.1 Размеры атома
- •2.2 Масса атома
- •2.3 Заряд ядра атома
- •2.4 Внутренняя энергия атома
- •3. ВНУТРЕННЕЕ СТРОЕНИЕ АТОМА
- •3.1 Атом Бора
- •3.2 Теория атома водорода
- •3.3 Квантовомеханическая теория сложных атомов
- •3.4 Электронные оболочки атома и периодическая система элементов
- •4. АТОМНЫЕ ПРОЦЕССЫ
- •4.1 Ионизация
- •4.2 Эмиссия рентгеновского излучения
- •1. РАСПРОСТРАНЕНИЕ ЭЛЕМЕНТОВ И ИЗОТОПОВ
- •2. НАЧАЛЬНЫЙ НУКЛЕОСИНТЕЗ
- •3. ЭВОЛЮЦИЯ ЗВЁЗД
- •4. СКОРОСТЬ ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ
- •5. ЗВЁЗДНЫЙ НУКЛЕОСИНТЕЗ
- •5.1 Ядерные реакции в звёздном нуклеосинтезе
- •5.3 Горение гелия
- •5.4 Синтез ядер с А<60
- •5.5 Синтез ядер с А>60
- •5.5.1 s-Процесс
- •5.5.3 р-Процесс
- •6. ПРОБЛЕМА СОЛНЕЧНОГО НЕЙТРИНО
- •6.1 Ожидаемые источники солнечного нейтрино, энергии и потоки
- •6.2 Детектирование нейтрино
- •6.3 Проблема солнечного нейтрино
- •7. СИНТЕЗ Li, Be и B
- •1. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА
- •1.1 Термодинамика ядерного синтеза
- •1.2 Реакции ядерного синтеза
- •1.3 Термоядерные топлива
- •2. ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ В ЗЕМНЫХ УСЛОВИЯХ
- •2.1 Водородная бомба
- •2.2 Термоядерный синтез в тепловом урановом реакторе
- •3. УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ
- •3.1 Временные и температурные условия
- •3.2 Магнитное удержание плазмы
- •3.2.1 Плазма
- •3.2.2 Плазма и УТС
- •3.2.3 Системы с замкнутой магнитной конфигурацией
- •3.2.4 Открытые магнитные конфигурации
- •4. УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ
- •4.1 Токамак
- •4.2 Пинч с обращенным полем (ПОП)
- •4.3 Стелларатор
- •4.4 Открытая ловушка
- •4.5 Плазменный фокус
- •4.6 Галатея
- •5. УСТАНОВКИ ИНЕРЦИОННОГО СИНТЕЗА
- •6. ВОДОРОДНАЯ БОМБА
- •1. АКТИВАЦИОННЫЙ АНАЛИЗ
- •1.1 Основы метода
- •1.2 Практика нейтронно-активационного анализа
- •1.2.2 Анализ наведённой активности
- •1.3 Применения активационного анализа.
- •1.4 Преимущества и недостатки активационного анализа
- •2. РЕНТГЕНОВСКИЙ ЭМИССИОННЫЙ АНАЛИЗ
- •3. РЕЗЕРФОРДОВСКОЕ ОБРАТНОЕ РАССЕЯНИЕ
- •1. ОСОБЕННОСТИ КВАНТОВОЙ МЕХАНИКИ
- •2. КОРПУСКУЛЯРНО-ВОЛНОВОЙ ДУАЛИЗМ
- •3. ПРИНЦИП НЕОПРЕДЕЛЁННОСТИ ГЕЙЗЕНБЕРГА
- •4. МАТЕМАТИЧЕСКИЙ АППАРАТ КВАНТОВОЙ МЕХАНИКИ
- •4.1 Уравнение Шрёдингера
- •4.2 Волновая функция
- •4.3 Потенциальная яма
- •5. ПРИНЦИП ПАУЛИ
- •6. РАСПРЕДЕЛЕНИЯ
- •6.1 Распределение Максвелла-Больцмана
- •6.2 Распределение Бозе-Эйнштейна
- •6.3 Распределение Ферми-Дирака
- •1. АТОМНОЕ ЯДРО – общие сведения
- •2. ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЯДРА
- •2.1 Открытие ядра
- •2.2 Заряд атомного ядра
- •2.3 Масса атомного ядра
- •2.4 Размеры ядра и распределение плотности ядерной материи
- •2.5 Спин и магнитный момент ядра
- •Как и составляющие его нуклоны, ядро имеет собственные моменты: спин, магнитный момент и электрический квадрупольный момент.
- •2.6 Энергия связи и устойчивость ядер
- •2.7 Электрический момент ядра
- •2.8 Чётность
- •2.9 Изоспин нуклонов и ядер
- •3. ЯДЕРНЫЕ СИЛЫ
- •1. МОДЕЛИ СТРОЕНИЯ АТОМНОГО ЯДРА
- •1.1 Классификация моделей
- •1.2 История развития моделей ядра
- •2. КАПЕЛЬНАЯ МОДЕЛЬ СТРОЕНИЯ ЯДРА
- •3. ОБОЛОЧЕЧНАЯ МОДЕЛЬ ЯДРА
- •3.1 Экспериментальное обоснование оболочечной модели
- •3.2 Построение оболочечной модели
- •3.3 Ядерные потенциалы и энергетические уровни ядра
- •3.4 Систематика энергетических уровней
- •3.5 Следствия оболочечной модели
- •1. ЧАСТИЦЫ
- •2. КЛАССИФИКАЦИЯ ЭЛЕМЕНТАРНЫХ ЧАСТИЦ
- •3. СВОЙСТВА НЕКОТОРЫХ ФУНДАМЕНТАЛЬНЫХ ЧАСТИЦ
- •3.1 Фотон
- •3.2 Протон
- •3.3 Нейтрон
- •3.4 Нейтрино
- •4. КВАРКИ
- •5. ЯДЕРНЫЕ ВЗАИМОДЕЙСТИЯ
- •5.1 Виды взаимодействий
- •5.2 Сильные взаимодействия
- •5.3 Квантовая хромодинамика
- •6. АНТИМАТЕРИЯ
- •1. РАДИОАКТИВНОСТЬ
- •2. ИСТОРИЧЕСКАЯ СПРАВКА
- •3. СТАТИСТИКА РАСПАДА
- •4. ЗАКОНЫ СОХРАНЕНИЯ В РАСПАДАХ
- •5.1 Долина ядерной стабильности
- •5.2 Новые тяжёлые элементы
- •5.3 «Доводородные» элементы
- •5.4 «Экзотические» ядра
- •5.5 На пути к нейтронной материи
- •1. РАДИОАКТИВНЫЙ РАСПАД И ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ
- •2. ОСНОВНЫЕ ТИПЫ ЯДЕРНЫХ ПРЕВРАЩЕНИЙ
- •2.1 Альфа-распад
- •2.1.1 Основные особенности
- •2.2 Бета - распад
- •2.2.3 Электронный захват
- •2.3.1 Внутренняя конверсия электронов
- •2.3.2 Ядерная изомерия
- •1. КЛАССИФИКАЦИЯ ПРОЦЕССОВ РАСПАДА
- •2. СПОНТАННОЕ ДЕЛЕНИЕ
- •2.1 Самопроизвольное деление тяжёлых ядер
- •2.2 Механизм деления
- •2.3 Энергетика спонтанного деления
- •2.4 Продукты деления
- •2.5 Спонтанное деление из изомерного состояния
- •3. ПРОТОННАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ
- •4. НЕЙТРОННАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ
- •7. ЗАПАЗДЫВАЮЩЕЕ ДЕЛЕНИЕ
- •8. КЛАСТЕРНАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ
- •9. БЕТА-РАСПАД ПОЛНОСТЬЮ ИОНИЗИРОВАННОГО АТОМА

Важно, что потеря энергии на столкновение, пропорциональна самой энергии. Так, при столкновении с атомом водорода нейтрон с энергией 1 МэВ теряет 0.5 МэВ, а нейтрон с энергией в 10 эВ – всего 5 эВ. Длительность замедления и проходимый при замедлении путь слабо зависят от начальной энергии нейтрона. Исключением являются водородосодержащие вещества. Сечение нейтрон – протон резко падает при повышении энергии выше 100 кэВ. Поэтому длина замедления в водородосодержащих веществах относительно сильно зависит от энергии нейтрона. Время замедления нейтрона невелико. Даже в свинце нейтрон замедляется от энергии 1 МэВ до 1 эВ за 4.10-4 сек.
Важнейшей характеристикой процесса замедления является длина замедления, обозначаемая через τ1/2 [см]. Хотя размерность τ вовсе не время, а квадрат расстояния, её назвали (Э.Ферми) возраст нейтронов. Смысл этой величины состоит в том, что
τ = |
r2 |
(12) |
|
з |
|||
6 |
|||
|
|
где rз2 - среднеквадратичное расстояние, на которое нейтрон уходит от источника в процессе замедления в
интервале энергий от 1 МэВ до 1 эВ. Длина замедления в хороших замедлителях имеет порядок десятков сантиметров (Табл. 4).
Начиная с энергий 0.5 – 1 эВ при столкновениях нейтронов с ядрами становится существенной тепловая энергия атомов. Распределение нейтронов начинает стремиться к равновесному, т.е. максвелловскому:
dN/dE≈e-E/kTE1/2 , E < 1 эВ. |
(13) |
Этот процесс называется термализацией нейтронов.
1.4 Замедлители нейтронов
Замедлитель нейтронов - вещество с малой атомной массой, служащее для замедления, образующихся при делении ядер нуклидов, нейтронов с высокой энергией (0,5-10 МэВ) до тепловых энергий (менее 1 эВ). (Т.е. вещество в активной зоне ядерного реактора, служащее для уменьшения кинетической энергии быстрых нейтронов до величин энергии тепловых нейтронов, которые вызывают деление ядер 235U, 233U и 239Pu.) Наиболее распространенные замедлители нейтронов - графит, обычная вода, тяжелая вода и бериллий, которые слабо поглощают тепловые нейтроны. В реакторах на быстрых нейтронах, в которых для деления используются нейтроны деления большой энергии, замедлитель отсутствует
По механизму замедления нейтронов среды разделяются на три группы: 1) «лёгкие»; 2) «тяжёлые»; 3) «резонансные». Эффективность вещества, как замедлителя нейтронов, характеризуется его замедляющей способностью. Чем выше замедляющая способность, тем меньший объем вещества нужен для замедления нейтронов до данной энергии.
В тепловом ядерном реакторе в качестве материала - замедлителя должен использоваться такой, который: 1) обладает высокими замедляющими свойствами; 2) имеет малое макросечение поглощения тепловых и резонансных нейтронов.
Последнее требование вытекает из соображений экономии нейтронов. Чем меньшую величину имеют макросечения поглощения замедлителя в тепловой области энергий нейтронов, тем выше соответственно коэффициент использования нейтронов в реакторе, θ, и вероятность избежать нейтронный захват, ϕ. Объём замедлителя в активной зоне теплового реактора выбирается из соображений получения в нём теплового (близкого к максвелловскому) спектра, а это значит, что выбор в качестве замедлителя слабопоглощающего материала является единственной возможностью для повышения θ и ϕ.
Кроме того, по условиям работы в активной зоне замедлитель должен обладать: 1) химической, термической и радиационной стойкостью; 2) не иметь при радиационном захвате таких дочерних продуктов, которые являлись бы более сильными поглотителями нейтронов.
Табл. 3. Характеристики шести лучших природных замедлителей.

К числу лучших замедлителей, широко используемых в ядерной физике и ядерной технике для превращения быстрых нейтронов в тепловые, относятся вода, тяжёлая вода, бериллий, графит.
Вода. Достоинства обычной воды, Н2О, как замедлителя - доступность и дешевизна. Она является первым замедлителем по величине замедляющей способности, но по величине коэффициента замедления - на пятом месте, уступая тяжёлой воде, бериллию, оксиду бериллия и графиту потому, что вода обладает более высоким значением макросечения поглощения замедляющихся нейтронов. Недостатки воды - низкая температура кипения и поглощение тепловых нейтронов. Первый недостаток устраняется повышением давления в первом контуре. Поглощение тепловых нейтронов водой компенсируют применением ядерного топлива из обогащённого урана. К недостаткам воды относится то, что в первичных процессах передачи тепла от источника к потребителю вода переносит твёрдые вещества и газы от реактора к другим частям системы. Замедление нейтронов сопровождается захватом нейтронов и протонов, в результате чего образуются нежелательные радиоактивные примеси. Вода реагирует с реакторными материалами, т.е. вода обладает химической агрессивностью, особенно при наличии примесей в ней. Большая часть затрат при использовании воды в реакторах обусловлена технологией её приготовления (двойная дистилляция) и необходимостью поддержания в реакторе особого водного режима, направленного на сохранение чистоты воды и создание в ней условий, способствующих минимизации коррозионных процессов в конструкционных материалах. Низкая температура кипения воды при атмосферном давлении (100оС) заставляет использовать её в энергетических реакторах при относительно высоких (16-18 МПа) давлениях.
Вода, как замедлитель, используется в легководных, в основном, водо-водяных реакторах, например, в отечественных ВВЭР.
Тяжёлая вода. Тяжёлая вода (HDO) по своим химическим и теплофизическим свойствам мало отличается от обычной воды. Она практически не поглощает нейтронов, что даёт возможность использовать в качестве ядерного топлива природный уран в реакторах с тяжеловодным замедлителем. Недостатки: редкая распространённость в природе, энергоёмкая и дорогостоящая технология получения чистой тяжёлой воды (0.5% примесей в тяжёлой воде снижают коэффициент замедления её почти на порядок). Тяжёлая вода – замедлитель нейтронов в канадском канальном граффито-водном реакторе КАНДУ.
Графит. Графит относится к тяжёлым замедлителям. Применение графита в качестве замедлителя и конструкционного материала в строительстве ядерных реакторов обусловлено его лёгкостью механической обработки, радиационной стойкостью, малым сечением захвата нейтронов (~4 мбарн), и довольно хорошей замедляющей способностью, исключительно высокими тепловыми свойствами, теплостойкостью и достаточной прочностью. По величине замедляющей способности графит уступает воде, но коэффициент замедления у него существенно выше. По величине коэффициента замедления Kз, т. е. отношению замедляющей способности к макроскопическому сечению поглощения, реакторный графит (Кз=190) хотя и далёк от D2O (Кз=3300), но близок к Be (Кз=150), BeO (Кз=200) и значительно выше Н2О (Кз=61). Замедляющая способность графита объясняется его малым (А=12,01) атомным весом. Природный графит содержит до 20% различных примесей, в том числе бор, хороший поглотитель. Поэтому природный графит непригоден как замедлитель нейтронов. Реакторный графит получают искусственно из смеси нефтяного кокса и каменноугольной смолы. Технология получения высокоочищенного реакторного графита сложна и энергоёмка, что обуславливает его высокую стоимость (>10 долл/кг). Нагретый в воздухе до 400°C графит загорается. Поэтому в энергетических реакторах он содержится в инертной атмосфере: использование для охлаждения графита азотно-гелиевой смеси позволяет поддерживать температуру графитовой кладки не выше 650оС. Ещё один недостаток графита связан с тем, что при облучении в ядерном реакторе свойства

графита значительно изменяются вследствие смещения быстрыми нейтронами атомов углерода из узлов кристаллической решетки и создания в ней структурных изменений.
Графит применяется в промышленных реакторах, предназначенных для наработки оружейного плутония и энергетических графито-водяных реакторах, например, в РБМК.
Бериллий. Бериллий один из лучших замедлителей. Он имеет высокую температуру плавления (1282°C) и теплопроводность, совместим с углекислым газом, водой, воздухом и некоторыми жидкими металлами. Однако, в пороговой реакции 9Be(n, 2n)2α возникает гелий, поэтому при интенсивном облучении быстрыми нейтронами в бериллии накапливается газ, под давлением которого он распухает. Применение бериллия ограничено его высокой стоимостью. Из бериллия изготавливают отражатели и вытеснители воды в активной зоне исследовательских реакторов, он также используется в некоторых видах атомного оружия. Бериллий и оксид бериллия не получили широкого распространения в качестве замедлителя для энергетических реакторов из-за его высокой стоимости и малой радиационной стойкости.
Итак, наилучшей замедляющей способностью обладает обычная (легкая) вода вследствие большого сечения рассеяния тепловых нейтронов. Поэтому в лёгководных реакторах размеры активной зоны наименьшие. Однако при этом концентрация делящихся нуклидов в ядерном топливе должна быть достаточно высокой, т. е. оно должно быть обогащенным. Это обусловлено большим сечением поглощения нейтронов в обычной воде. Коэффициент замедления графита в 3 раза больше, чем легкой воды, но значительно ниже по сравнению с тяжелой водой. Поэтому в реакторах с графитовым замедлителем критическая масса меньше, чем в лёгководных реакторах, но больше, чем в тяжеловодных. Замедляющая же способность графита наименьшая из этих трех замедлителей. Таким образом, активные зоны реакторов с графитовым замедлителем имеют наибольшие размеры. В них используют топливо с низким обогащением по делящемуся нуклиду.
1.5 Диффузия нейтронов
Уцелевшие в процессе замедления в активной зоне реактора нейтроны становятся тепловыми и вступают в качественно новый процесс - диффузии.
Диффузия тепловых нейтронов - процесс пространственного переноса тепловых нейтронов в среде при постоянном среднем значении их кинетической энергии.
Рис. 2. Упрощённые (плоские) иллюстрации процессов замедления и диффузии нейтронов в однородной среде и характер изменения энергии нейтрона в этих процессах.
Источником движения тепловых нейтронов в процессе диффузии является кинетическая энергия ядер атомов среды, в которой они движутся, поскольку последние сами находятся в состоянии теплового движения. Получая энергию от одного ядра среды, тепловой нейтрон способен до следующего рассеяния увеличить свою скорость, а, испытывая встречное рассеяние, - уменьшить скорость ниже некоторого среднего уровня. Среднее значение энергии теплового нейтрона между последовательными рассеяниями при диффузии остаётся величиной постоянной и равной среднему
значению кинетической энергии теплового движения ядер среды, которое определяется температурой среды. Наиболее характерный тип нейтронно-ядерной реакции нейтронов в процессе их диффузии определяется материалом активной зоны реактора, в объёме которого происходит диффузия. В замедлителях наиболее характерным является рассеяние, в поглотителях - радиационный захват тепловых нейтронов. При диффузии пространственный путь теплового нейтрона - ломаная линия. Скорости тепловых нейтронов достаточно высоки (>2.2 км/с), что обуславливает безвозвратную утечку некоторой части тепловых нейтронов за пределы активной зоны реактора при их диффузии. Процесс диффузии тепловых нейтронов завершается поглощением их ядрами атомов среды активной зоны; это может быть потенциально-созидательное поглощение (делящимся под действием тепловых нейтронов ядром топлива), а может быть бесполезное

поглощение (неделящимися ядрами любого другого, кроме топлива, материала активной зоны), приводящее к непроизводительной потере тепловых нейтронов.
Замедленные до тепловых энергий нейтроны диффундируют, распространяясь в веществе во все стороны от источника. Этот процесс описывается уравнением диффузии с обязательным учётом поглощения, которое для тепловых нейтронов всегда велико. Основной характеристикой среды, описывающий процесс диффузии, является длина диффузии L:
2 |
|
r 2 |
|
|
|
D |
|
|
|
L |
= |
|
|
(14) |
6 |
|
где rD2 - среднеквадратичное расстояние, на которое уходит тепловой нейтрон в веществе от места рождения
до поглощения. Длина диффузии имеет тот же порядок, что и длина замедления τ1/2. Обе эти величины определяют расстояние от источника, на котором будет заметное количество тепловых нейтронов.
В Табл. 4 приведены величины τ и L для наиболее употребительных замедлителей. Из этой таблицы видно, что у обычной воды τ1/2>L, что указывает на сильное поглощение. У тяжёлой воды, наоборот, τ1/2 >> L. Поэтому она является лучшим замедлителем.
Табл. 4. Возраст нейтрона и длина его пробега в разных средах.
Замедлители |
τ (см2) |
L(см) |
|
|
|
H2O (вода) |
31 |
2.72 |
|
|
|
D2O (тяжёлая вода) |
125 |
159 |
|
|
|
Be (бериллий) |
86 |
21 |
|
|
|
C (графит) |
313 |
58 |
|
|
|
Величина L зависит не только от собственно диффузии, но и от поглощающих свойств среды. Поэтому L не полностью характеризует процесс диффузии. Дополнительной независимой характеристикой диффузии является среднее время τD жизни диффундирующего нейтрона.
Рассмотрим теперь транспортный пробег нейтрона до рассеяния, т.е. среднее перемещение нейтрона в направлении первоначального движения. Пространственное смещение нейтрона в среде между двумя последовательными во времени актами рассеяния на ядрах среды, осреднённое по всем рассеяниям, принято называть транспортным смещением нейтронов в этой среде и обозначать λtr. Величину, обратную величине транспортного смещения
Σ |
tr |
= |
1 |
(15) |
|
λ |
|||||
|
|
|
|||
|
|
|
tr |
|
по аналогии с величиной макросечения рассеяния называют транспортным макросечением среды. И, поскольку тяжёлые ядра рассеивают нейтроны практически изотропно (μ≈0), то для них Σtr≈Σs, в то время как у лёгких ядер величина Σtr существенно меньше величины Σs. (Например, для ядер водорода μн=0.667 и
Σtr≈Σs/3, а для ядер графита μс=0.0556 и Σtr≈0,944Σs).
Средняя длина замедления нейтронов до произвольного уровня энергии Е-lз(Е) - среднестатистическое пространственное смещение нейтрона в процессе его замедления от начальной энергии Е0, с которой нейтрон рождается в делении, до данной энергии Е.
Среднеквадратичная величина смещения нейтронов в процессе замедления:
|
|
|
1 |
n |
|
|
|
|
∑lз2i (E). (16) |
||
lз2 (E)= |
|||||
|
|||||
|
|
|
n i=1 |
Средняя длина замедления связана с характеристиками замедляющих свойств среды:
|
|
|
|
|
|
|
2Cs (E) |
|
|
|
|
|
|
lз (E)= |
(17) |
||||
|
|
|
|
ΣsΣtr |
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
ln |
E0 |
|
|
|
|
|
|
|
где Сs (E)= |
E |
|
- число рассеяний, необходимое для замедления нейтрона от начальной энергии Е0 до |
||||||
|
|
||||||||
ξ |
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
данной энергии Е.