Запаздывающий нейтрон - Delayed neutron

В ядерная техника, а запаздывающий нейтрон это нейтрон выпущен после ядерное деление событие, одним из продукты деления (или, фактически, дочерний продукт деления после бета-распада), в любое время от нескольких миллисекунд до нескольких минут после события деления. Нейтроны, рожденные в пределах 10−14 секунды деления называются «мгновенными нейтронами».

В ядерный реактор деление крупных нуклидов на два продукта деления, богатых нейтронами (т.е. нестабильные нуклиды ) и свободные нейтроны (мгновенные нейтроны). Многие из этих продуктов деления затем подвергаются радиоактивный распад (обычно гамма-распад ) и образующиеся нуклиды нестабильны относительно бета-распад. Небольшая часть из них достаточно возбуждена, чтобы иметь возможность бета-распад, испуская запаздывающий нейтрон в дополнение к бета. Момент бета-распад нуклидов-предшественников, которые являются предшественниками запаздывающих нейтронов, происходит на несколько порядков позже по сравнению с испусканием быстрые нейтроны. Следовательно, нейтрон, который возникает из распад предшественника называется запаздывающим нейтроном. Однако «задержка» испускания нейтронов связана с задержкой бета-распада (который происходит медленнее, поскольку контролируется слабая сила ), поскольку испускание нейтронов, как и гамма-излучение, контролируется сильная ядерная сила таким образом, происходит либо при делении, либо почти одновременно с бета-распадом, сразу после него. Таким образом, различные периоды полураспада этих распадов, которые в конечном итоге приводят к испусканию нейтронов, представляют собой периоды полураспада предшественников радионуклидов при бета-распаде.

Запаздывающие нейтроны играют важную роль в управление ядерным реактором и анализ безопасности.

Принцип

Запаздывающие нейтроны связаны с бета-распад продуктов деления. После испускания мгновенных нейтронов деления остаточные фрагменты все еще содержат нейтроны и претерпевают цепочку бета-распада. Чем больше нейтронов в осколке, тем энергичнее и быстрее бета-распад. В некоторых случаях доступная энергия в бета-распаде достаточно высока, чтобы оставить остаточное ядро ​​в таком сильно возбужденном состоянии, что вместо нейтронного излучения гамма-излучение происходит.

С помощью U-235 например, это ядро ​​поглощает тепловые нейтроны, а непосредственными массовыми продуктами деления являются два больших осколка деления, которые являются остатками образовавшегося ядра U-236. Эти осколки испускают в среднем два или три свободных нейтрона (в среднем 2,47), называемых «быстрые» нейтроны. Последующий осколок деления иногда претерпевает стадию радиоактивного распада (т.е. бета минус распад ), что приводит к появлению нового ядра (ядра-эмиттера) в возбужденном состоянии, которое испускает дополнительный нейтрон, называемый «запаздывающим» нейтроном, чтобы перейти в основное состояние. Эти испускающие нейтроны осколки деления называются атомами-предшественниками запаздывающих нейтронов.

Данные запаздывающих нейтронов для теплового деления в U-235[1][2]

ГруппаПериод полураспада (ов)Константа распада (с−1)Энергия (кэВ)Выход, нейтронов на делениеДробная часть
155.720.01242500.000520.000215
222.720.03055600.003460.001424
36.220.1114050.003100.001274
42.300.3014500.006240.002568
50.6101.14-0.001820.000748
60.2303.01-0.000660.000273

Важность фундаментальных исследований ядерного деления

Стандартное отклонение конечного распределения кинетической энергии как функции массы конечных осколков в результате деления урана 234 и 236 при низкой энергии представляет собой пик в области масс легких осколков, а другой - в области масс тяжелых осколков. Моделирование этих экспериментов методом Монте-Карло предполагает, что эти пики возникают в результате испускания мгновенных нейтронов.[3][4][5][6] Этот эффект испускания мгновенных нейтронов не позволяет получить первичное массовое и кинетическое распределение, что важно для изучения динамики деления от седла до точки разрыва.

Важность ядерных реакторов

Если ядерный реактор случилось быть срочный критический - даже очень незначительно - количество нейтронов будет расти экспоненциально с высокой скоростью, и очень быстро реактор станет неуправляемым с помощью внешних механизмов. В этом случае контроль над повышением мощности будет оставлен на усмотрение его внутренних факторов физической стабильности, таких как тепловое расширение активной зоны или увеличение резонансные поглощения нейтронов, которые обычно снижают реактивность реактора при повышении температуры; но реактор может быть поврежден или разрушен из-за высокой температуры.

Однако благодаря запаздывающим нейтронам можно покинуть реактор в субкритический Что касается только быстрых нейтронов: запаздывающие нейтроны приходят моментом позже, как раз вовремя, чтобы поддержать цепную реакцию, когда она вот-вот исчезнет. В этом режиме производство нейтронов в целом по-прежнему растет экспоненциально, но во временном масштабе, который определяется производством запаздывающих нейтронов, которое достаточно медленное, чтобы его можно было контролировать (точно так же, как нестабильный велосипед можно уравновесить, потому что человеческие рефлексы достаточно быстрые. шкала времени его нестабильности). Таким образом, увеличивая границы простоя и сверхкритичности и давая больше времени для регулирования реактора, запаздывающие нейтроны необходимы для внутренняя безопасность реактора и даже в реакторах, требующих активного управления.

Меньший процент[7] Запаздывающих нейтронов затрудняет использование большого процента плутония в ядерных реакторах.

Определения дробей

Доля выхода прекурсора β определяется как:

а для U-235 он равен 0,0064.

Доля запаздывающих нейтронов (DNF) определяется как:

Эти два фактора, β и DNF, почти одно и то же, но не совсем; они отличаются в случае быстрого (быстрее, чем время распада атомов-предшественников) изменения числа нейтронов в реакторе.

Другая концепция - это эффективная доля запаздывающих нейтронов βэфф, которая представляет собой долю запаздывающих нейтронов, взвешенную (по пространству, энергии и углу) на присоединенный поток нейтронов. Эта концепция возникает из-за того, что запаздывающие нейтроны испускаются с более термализованным энергетическим спектром по сравнению с мгновенными нейтронами. Для низкообогащенного уранового топлива, работающего на спектре тепловых нейтронов, разница между средней и эффективной долями запаздывающих нейтронов может достигать 50 псм.[8]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ Дж. Р. Ламарш, Введение в ядерную инженерию, Аддисон-Уэсли, 2-е издание, 1983 г., стр. 76.
  2. ^ Г. Р. Кипин, Физика ядерной кинетики, Эддисон-Уэсли, 1965.
  3. ^ Р. Бриссо, Ж. П. Букке, Ж. Крансон, С. Гет, Х.А. Нифенеккер. и Монтойя, М., "Распределение кинетической энергии для симметричного деления 235U", Proc. Symp. На Phys. И Chem. Деления, МАГАТЭ. Вена, 1980 (1979)
  4. ^ Монтойя, М .; Saettone, E .; Рохас, Дж. (2007). «Влияние нейтронной эмиссии на распределение масс и кинетической энергии фрагментов при делении 235U под действием тепловых нейтронов». Материалы конференции AIP. 947: 326–329. arXiv:0711.0954. Дои:10.1063/1.2813826. S2CID  9831107.
  5. ^ М. Монтойя, Э. Сэттоне, Дж. Рохас, "Моделирование методом Монте-Карло распределения массы осколков и кинетической энергии от нейтронно-индуцированного деления U 235", Revista Mexicana de Física 53 (5) 366-370, октябрь 2007 г.
  6. ^ "М. Монтойя, Дж. Рохас, И. Лобато," Влияние эмиссии нейтронов на массу конечных фрагментов и распределение кинетической энергии в результате деления U 234 при низкой энергии ", Revista Mexicana de Física, 54 (6) dic 2008" (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) на 2009-02-05. Получено 2010-11-13.
  7. ^ «Ядерные данные для гарантий».
  8. ^ Talamo, A .; Gohar, Y .; Подразделение ядерной инженерии (29 июля 2010 г.). "Детерминированное моделирование и моделирование методом Монте-Карло и анализ докритической сборки Yalina-Thermal". OSTI  991100. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)

внешняя ссылка