Реакция деления ядер. Жизненный цикл нейтронов (стр. 2 из 3)

A₁ g_оск

n A A₊₁ g_мгн b

u

nnA₂ g_оск

n b

u

Под действием нейтрона ядро тяжелого элемента делится на две части (осколка) отношение масс которых обычно (для часто используемых элементов) близко к 95/140. Нуклиды, которые делятся нейтронами - это тяжелые нуклиды. Некоторые из них делятся тепловыми нейтронами: U²³⁵, Pu²³⁹, Pu²⁴¹ (в природе встречается только U²³⁵, содержание которого в естественном U²³⁸ составляет 0.714%). Другие нуклиды, например, естественный уран, делятся только быстрыми нейтронами. Вообще говоря, процесс не протекает по строгой схеме, поскольку существует много вариантов деления на различные осколки.

2.4.2 Энергетический баланс реакции деления

Рассмотрим энергетический баланс реакции деления.

Пусть E_нач = 0.025 эВ - средняя энергия теплового движения при 20⁰ С. Тогда E_выдел= 200 МэВ.

продукт реакции_	вид получаемой энергии	E, МэВ
Кинетическая энергия осколков	тепло	167
Кинетическая энергия g	тепло	6
Кинетическая энергия n	тепло	5
Кинетическая энергия b	тепло	8
Кинетическая энергия u	энергия теряется	12

2.4.3 Сечение деления.

Зависимость s_f(E) имеет достаточно сложный вид, поскольку на кривую E^-1/2 накладывается много резонансов. Если бы характер этой зависимости описывался формулой s_f(E) = E^-1/2, то график зависимости f(E) = s_f E^1/2 для U²³⁵ в области тепловых нейтронов_, изображенный на рис. 1 имел вид прямой, параллельной оси абсцисс. Однако на практике эта зависимость имеет приведенный на рис. 1 вид, с резонансом в точке E = 0,3 эВ.

На рис. 2 приведена схематичная зависимость s_f и s_total от E в случае когда деление ядра элемента возможно и тепловыми нейтронами. На рис. 3 приведена зависимость сечения деления для U²³⁸, из которой видно, что деление этого ядра возможно только быстрыми нейтронами (E_пор > 1). Сечения деления ядер нейтронами различных энергий можно определить по специальным таблицам.

2.4.4 Образование нейтронов

Как видно из приведенной выше схемы, при реакции деления кроме новых ядер могут появляться g-кванты, b-частицы распада, g-кванты распада, нейтроны деления и нейтрино. С точки зрения цепной ядерной реакции наиболее важным является образование нейтронов. Среднее число появившихся в результате реакции деления нейтронов обозначают u_f . Эта величина зависит от массового числа делящегося ядра и энергии взаимодействующего с ним нейтрона. образовавшиеся нейтроны обладают различной энергией (обычно от 0,5 до 15 МэВ), что характеризуется спектром нейтронов деления. Для U²³⁵ среднее значение энергии нейтронов деления равно 1.93 МэВ.

В процессе ядерной реакции могут появляться как ядра способствующие поддержанию цепной реакции (те которые испускают запаздывающий нейтрон), так и ядра, оказывающие неблагоприятное воздействие на ее ход (если они обладают большим сечением радиационного захвата).

2.4.5 Запаздывающие нейтроны

Заканчивая рассмотрение реакции деления, нельзя не упомянуть о таком важном явлении как запаздывающие нейтроны. Те нейтроны, которые образуются не непосредственно при делении тяжелых нуклидов (мгновенные нейтроны), а в результате распада осколков называются запаздывающими нейтронами. Характеристики запаздывающих нейтронов зависят от природы осколков. Обычно запаздывающие нейтроны делят на 6 групп по следующим параметрам: T - среднее время жизни осколков, b_i - доля запаздывающих нейтронов среди всех нейтронов деления, b_i/b - относительная доля запаздывающих нейтронов данной группы, E - кинетическая энергия запаздывающих нейтронов.

В следующей таблице приведены характеристики запаздывающих нейтронов при делении U²³⁵

№ группы	T, сек.	bi	bi/b , %	E, МэВ
1	80.0	0.21	3.3	0.25
2	32.8	1.40	21.9	0.56
3	9.0	1.26	19.6	0.43
4	3.3	2.52	39.5	0.62
5	0.88	0.74	11.5	0.42
6	0.33	0.27	4.2	-

В целом:

N_зап / (N_зап + N_мгн) = b = 0.0065; T_зап » 13 сек.; T_мгн » 0.001 сек.

На этом мы закончим рассмотрение реакции деления ядер и перейдем к изучению цепной реакции деления и жизненного цикла нейтронов.

3. ЖИЗНЕННЫЙ ЦИКЛ НЕЙТРОНОВ

3.1 Возможность цепной реакции

В результате деления ядра появляется в среднем 2.5 нейтрона. Поэтому можно организовать цепную реакцию деления, при которой новые нейтроны, в свою очередь активируют реакцию деления ядер топлива. Однако помимо реакции деления всегда присутствуют конкурирующая реакция радиационного захвата и утечка нейтронов из активной зоны реактора. В состав АЗ всегда входят теплоноситель, конструкционные материалы и замедлитель, которые увеличивают захват нейтронов.

Таким образом мы приходим к необходимости изучения того, при каких условиях возможна цепная реакция деления в ЯР на тепловых нейтронах (именно такие реакторы обычно применяются для энергетических целей). Нужно отметить, что мы будем рассматривать реакторы, использующие естественный U²³⁸,обогащенный U²³⁵. Кроме того для простоты будем считать, что активная зона реактора - бесконечная и гомогенная.

3.2 Основные характеристики цепной реакции

Рассмотрим соотношения, характеризующие протекание цепной реакции деления.

3.2.1 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах

Пусть в среде есть N быстрых нейтронов, они будут взаимодействовать с ядрами среды, в том числе и с ядрами U²³⁸, те из них которые имеют энергию выше порога деления (1 МэВ) могут вызывать деление урана и образование новых быстрых нейтронов. При этом их энергия будет меньше порога деления.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах m - число нейтронов ушедших под порог деления U²³⁸ на один быстрый нейтрон (появившийся в результате деления ядер U²³⁵).

Ясно, что величина m тем больше, чем больше доля U²³⁸ в топливе. Можно оценить, что m_max = 1.35 (если доля U²³⁸ равна 100%). Для тепловых реакторов m = 1.01 - 1.03.

3.2.2 Вероятность избежать радиационного захвата

Пусть в среде есть N нейтронов, энергия которых меньше порога деления U²³⁸. За счет рассеяния но ядрах среды они теряют свою энергию и попадают в область энергии, в которой находятся гигантские резонансы сечения захвата U²³⁸. Введем величину j - вероятность избежать радиационного захвата.

j тем больше, чем быстрее нейтронам в процессе замедления удастся преодолеть резонансную область. j уменьшается при увеличении доли ядер U²³⁸ в среде. В гомогенном реакторе j » 0.65, а в гетерогенном j » 0.93.

3.2.3 Коэффициент теплового использования

Пусть в среде есть N тепловых нейтронов, тогда в процессе диффузии часть из них захватится в топливе. Обозначим долю захваченных в топливе нейтронов q. Ясно, что коэффициент теплового использования можно увеличить, используя гетерогенную структуру активной зоны реактора.

3.2.4 Количество испускаемых U²³⁵ быстрых нейтронов

Пусть в топливе поглотилось N тепловых нейтронов. Ясно, что не всякое поглощение приводит к делению и испусканию новых быстрых нейтронов. Введем величину u^т_эф равную количеству вторичных нейтронов деления на один тепловой нейтрон, поглощенный в топливе. Ясно, что u^т_эф тем больше, чем выше доля U²³⁵ в топливе.