GOSy_teoria_2013
.pdfсечение ядра обозначить , то в 1 с с ядром будут сталкиваться те нейтроны, которые заключены в объеме . Это число равно n . Полное число взаимодействий (столкновений) в единицу времени в единицу времени в единице объема мишени, содержащей в 1 см3 N ядер,
.
Простая геометрическая трактовка сечения удовлетворительно согласуется с экспериментом только при больших энергиях нейтронов.
Будем облучать мишень, содержащую Nj ядер j-го сорта в единице объема (ядерная плотность), пучком нейтронов с плотностью n и скоростью . Тогда Rij –
число реакций i – го типа на j – х нуклидах, происходящих в единице объема мишени в единицу времени, будет пропорционально Nj и n , т.е.
Rij ij N j n .
ij имеет размерность площади и физический смысл микроскопического
сечения ядра: ij Rij /( Nij n ).
В зависимости от вида взаимодействия рассматривают различные сечения и вводят соответствующие обозначения.
Макроскопическое сечение ij i – го процесса для j – го нуклида в среде можно определить как произведение i – го микроскопического сечения ядра этого нуклида ij и ядерной плотности j – го нуклида Nj:
ij N j ij
ij - это число взаимодействий i – го типа в единицу времени в единице объема j – го нуклида при единичном n .
8.Закон ослабления плотности потока нейтронов в веществе
Пусть в (.) 0 находится плоская мишень, состоящая из ядер одного сорта, на мишень падает моноэнергетический поток нейтронов в направлении оси Х. Выделим в мишени тонкий слой толщиной dx и определим, как в нем
меняется |
поток. |
Основными |
видами |
||
взаимодействия |
будут |
поглощение( а ) |
и |
||
|
11 |
|
|
|
|
рассеяние( s ), концентрация N. Пусть число нейтронов, выбывших из пучка dФ, тогда
dФ ФN dx , разделим переменные
dФ N dx , проинтегрируем и получим |
|
Ф |
|
Ф(x) к e Nx , Ф(0)=Ф0, тогда |
|
Ф(x) Ф0 e Nx Ф0 e x |
- закон ослабления нейтронного потока в |
веществе. Очень часто под выбыванием нейтрона из потока понимают только поглощение, тогда Ф(x) Ф0 e a x
9. Взаимодействие быстрых нейтронов с ядрами.
Области показывают особенности взаимодействия нейтронов с ядрами: I Основная реакция рассеяния: t p 4 (R )2
II – нейтроны высоких энергий и легкие ядра, основными видами взаимодействия является потенциальное, резонансное, неупругое рассеяние +
радиационный захват: t p r |
in |
|
|
|
|
|
|
|||
p const 4 ( R )2 r |
~ |
1 |
|
, |
|
~ 1 / E |
||||
|
|
|
||||||||
|
E |
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
III – основные виды взаимодействия потенциальное и резонансное |
||||||||||
рассеяние и радиационный захват: |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
t p r , p 4 (R ) 2 , r ~ |
|
1 |
|
, ~ 1/ E |
||||||
|
|
|
|
|||||||
|
||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
E |
IV – потенциальное и резонансное рассеяние и радиационный захват, t - тоже, что и III.
V – потенциальное + неупругое рассеяние t p in , p (R )2 ,
in (R )2 => t 2 (R )2
Кроме этого для тяжелых ядер необходимо учитывать деление. Взаимодействие БН с легкими и средними ядрами (I, II, III, частично V) носит резонансный характер. У тяжелых ядер (область III от 100) также необходимо учитывать резонансы, но они расположены далеко друг от друга.
10. Взаимодействие с ядрами тепловых нейтронов
Интервал энергий у тепловых нейтронов и вклад их в распад ядра возможен только с испусканием -квантов, исключения составляют реакции
12
деления тяжелых ядер с нечетным числом нейтронов и следующие реакции на легких ядрах:
He3 |
(n, p)H 3 , Li 6 (n, )H 3 , B10 |
(n, )Li 7 , |
|
||||
2 |
1 |
3 |
1 |
5 |
|
3 |
|
Be7 |
(n, p)Li 7 |
, N 14 |
(n, p)C14 |
,O17 |
(n, )C14 |
, |
|
4 |
3 |
7 |
6 |
8 |
|
7 |
|
S 33 (n, p)P33 |
,Cl 35 |
(n, p)S 35 |
|
|
|
|
|
16 |
15 |
17 |
16 |
|
|
|
|
-все идут с выделением тепла и имеют большое сечение взаимодействия.
Вслабопоглащающих средах энергетическое распределение нейтронов Максвеловское. Энергетическое распределение – доля нейтронов в эл. V в единичном интервале, имеющих энергию Е:
|
2 |
|
|
|
|
|
E |
|
|
|
|
|
|
||||
F (E) |
|
|
|
|
|
|
||
|
3 / 2 |
|
||||||
( kTn ) |
|
E exp |
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
kTn |
В реальности ETn будет больше, чем энергия теплового движения, по 2 причинам:
1 |
нейтроны не успевают полностью термализоваться вследствие их |
|||||
поглощения |
|
|
|
|
||
2 |
т.к. среда конечная, то нейтроны не успевают термализоваться (сбросить |
|||||
|
|
|
|
a |
|
|
энергию) из-за их утечки, Tn>Tсреды: Т n |
|
1,8 |
|
|||
|
||||||
T 1 |
s |
|
||||
|
|
|
|
|
При рассмотрении взаимодействия ТН вводят понятие стандартизованный нейтрон, для которого ET=kT, при Т=293 К kT=0,0253 эВ => v=2200м/с. Все сечения относятся к стандартизованному нейтрону.
~ 1/ и ст ~ 1/ |
=> |
|
ст |
|
|
|
|
E |
|
|
(E) (E) ст ст |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
ст |
|
|
|
|
|
|
|||||
|
Eст |
|
||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
Это приводит к постоянному значению скорости реакции: |
|
|||||||||||
R Ф nt Фст ст |
Rст |
R Rст В случае закона |
число |
взаимодействий по всей области энергии равно числу взаимодействий с тем же числом нейтронов, но со стандартной скоростью. Практически для всех ядер первые резонансы находятся далеко от тепловой области, поэтому вероятность взаимодействия нейтрона с ядром прямо пропорциональна времени нахождения нейтрона вблизи ядра => . Т.к. для тепловых будет реакция (n, ) , то далее будем смотреть на сечение . Некоторые тяж.
ядра имеют резонансы вблизи тепловых областей и энергетические уровни с энергией возбуждения меньше, чем энергия связи нейтрона в составном ядре, для таких ядер закон нарушается. Если отличия от закона 1/ не велики, то за
стандарт так же принимается ст при Е=0.0253 эВ, но вводят доп. поправку,
13
называемую g-фактором: R Фст ст g . По своему физ. смыслу g – усредненная по спектру Максвела отношение истинного сечения к стандартизованному. Так же есть ядра для которых отличия от 1/ очень велики, у них имеются
сильные резонансы в тепловой группе и с приближением к нему сечение не только не падает, но и остается постоянным, даже увеличивается. Таких ядер достаточно много с А>100, они очень сильные поглотители. Например Cd48113 Er=0,18 эВ, - велико, что слой Cd в 1мм совершенно непрозрачен для ТН.
Для делящихся нуклидов важное значение имеет реакция деления:
Нуклид |
а f , бн |
f , бн |
|
|
|
U233 |
575.2 |
529.9 |
U235 |
680.9 |
583.5 |
Pu239 |
1011.2 |
744 |
Th232 |
7.4 |
0 |
U238 |
2.71 |
0 |
U природный |
7.55 |
4.17 |
Так как для большинства ядер резонансы в тепловой области расположены далеко, то в рассеяние основной вклад вносит потенциальное рассеяние
( s p ) , при приближении к резонансу начинается сказываться резонансное
рассеивание ( s |
p r ) . Среднее |
значение в тепловой области s |
3 10 барн, |
|||||
p const , т.к. |
t a s , то в |
тепловой обл: t |
const |
const |
` |
- данная |
||
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
E |
|
зависимость будет нарушаться в ряде случаев:
-наличие резонанса в тепловой области,
-из-за влияния кристаллической структуры в случае, когда межатомные расстояния будут длине волны де Бройля нейтрона, тогда в зависимости наблюдается дифференциальная картина, обусловленная интерференцией нейтронных волн, отраженных в узлах кристаллической решетки.
-Влияние химических связей, когда энергия нейтрона энергии химической связи молекулы
14
- Тепловое движение атомов, наблюдается эффект Допплера.
11. Взаимодействие с ядрами резонансных нейтронов. Эффект
Доплера
Поперечное сечение характеризует данную реакцию и зависит от эн.
Падающих |
ч-ц |
|
( σi |
f ( ) ). |
Сечение |
обр. |
σcomp |
ядра: |
||||||
σcomp π 2 |
g |
|
|
|
Гп |
Г |
– ф-ла Брейта-Вигнера, где: - длина волны де- |
|||||||
( |
r |
- ) 2 (Г 2 /4) |
||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
Бройля n1 |
с эн.Е; |
|
r |
- Е резонанса; g- статистический весовой множитель; Г |
- |
|||||||||
0 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
п |
полуширина процесса резон-го рассеяния. Ф-ла имеет ограничения: резонансы не должны располагаться близко др. к др.; она не точно описывает в некоторых случаях σ f , т.к. у делящихся нуклидов даже первые резонансы расположены очень близко. Легкие ядра имеют резонанс 105 107 эв , средние 103 105 эв , тяжелые 1 103 эв . Резонансы делящихся нуклидов расположены при Е 100 эВ. Сред. расст. м/у резонансами с ростом А.
При больших эн. - эффект Доплера (Д.Э. – тепловое движение самого ядра необходимо учитывать и влияние температуры (Е t(эн. ядра, скор. ядра) движение ядер) на сечение) б/т незначителен. Его влияние м/о заметить только при взаимодействии с тяжелыми ядрами. Чем r , чем темп-ра, тем значительней Э.Д. В яд. эн-ке Д.Э. имеет применение в радиационном захвате ( σγ - усредняют для учета,) σ σ ψ ,
- табулированная поправочная ф-ция завис-ая от некоторого параметра - доплеровская ширина резонанса( ψ f ( ) ). Доплеровское уширение резонансов
15
энерг-ую область интенсивного поглощения n01 и общее -ое поглощение растет. Д.Э. очень важен в гетеросистемах, где большую роль играет самоэкраниновка.
12. Упругое и неупругое рассеяние нейтронов
Рассеяние – это процесс единственным результатом, которого является передача эн. от одной частицы (ядра) к другой.
Существует 2 типа процессов рассеяния – неупругое рассеяние и упругое рассеяние: При неупругом столкновении сохраняется импульс, а кин.эн. меняется, в то время как при упругом столкновении сохраняются и импульс и кин.эн.
Неупругое рассеяние: n01 вначале захватывается ядром-мишенью, образуя составное ядро, а затем нейтрон с меньшей кин.эн. испускается, оставляя ядро-мишень в возбужденном состоянии. Т.О., при неупругом рассеянии часть кин.эн. n01 (или вся) превращается во внутреннюю энергию ядра-
мишени. Эта эн. затем испускается в виде -изл., а ядро-мишень в рез-те этого возвращается в свое основное состояние. Чтобы n01 испытал неупругое столкновение он должен обладать эн. по крайней мере в 0,1 МэВ.
Упругое рассеяние: часть кин. эн. n01 (или вся ) проявляется после столкновения, как кин. эн. ядра-мишени, находившегося вначале в состоянии покоя (этот процесс м/т рассматриваться как столкнов. биллиардных шаров). В каждом столкновении с покоящимся ядром n01 передают часть своей кинетической энергии ядру; переданная энергия зависит от угла под которым нейтрон рассеивается. Для данного угла рассеяния часть эн. n01 , которая передается ядру, тем больше, чем меньше масса рассеивающего ядра.
13. Вынужденное и спонтанное деление ядер
Ядерные превращения:
1)самопроизвольный распад (зависит только от св-в ядер),
2)яд. реакции при столкновении ядер с частицами (зависит от св-в сталкив. объект)
Р/а распад – это самопроизвольное случайное с определенной вероятностью превращение энергетически неустойчивого ядра в др. ядро (ядра) с новым зарядом, массой или энергетическим состоянием. Р/а распад явление квантомеханическое и явл-ся свойством ядра повлиять на ход р/а распада не поменяв состояние ядра не возможно для данного р/а ядра нах-ся в состоянии сост. вер-ть распада постоянна – эта вероятность наз-ся постоянная
16
распада ( ).=[c-1]. Распад возможен при условии, что разница масс исх-го ядра
и -ы масс, ч-ц иядер после распада я i и соотв-ее ей изменение эн.
i
были положительны, т.е. ( я i ) 931,5 0,Мэв , если 0 р/а распад
i
возможен только под внешним действием.
14. Распределение энергии деления по продуктам реакции
При изучении рисунка (2-х горбая кривая) видно, что массы всех продуктов деления распадаются на 2 обширные группы: легкие ядра А=80 110, тяжелые А=125 155. Деление U 235 на тепловых n01 не симметрично. Если составное ядро разделится на 2 равных осколка, то масса каждого из них д/а б. =117 или 118. Процесс деления по величине выделяющейся энергии составляет около 200 МэВ на каждое ядро, участвующее в реакции деления. Кинет. эн. осколков деления мгновенно превращается в теплоту, эн. n01 и - квантов выделяется практически мгновенно. Образовавшиеся продукты деления даже после испускания мгновенных n01 остаются р/а-ми, у них наблюдается избыток по n01 , и в свою очередь они далее испускают - ч-цы, что дает цепочки р/а-х распадов.
Аналогичные значения характерны для Pu 239 , MAX 2-х горбой кривой сдвинут на 2 а.е.м.( ); для U 233 MAX сдвинут на 4 а.е.м., но вменьшую сторону( ).
15. Мгновенные и запаздывающие нейтроны деления
n01 ,вылетевшие из ядра в результате процесса деления, м/б разделены на 2 группы: мгновенные и запаздывающие n01 . Мгновенные n01 , составляющие более 99% общего числа n01 полученных при делении, вылетают в очень короткий промежуток времени – порядка 10-14 сек. после деления. Спектр мгновенных n01 непрерывен и ограничивается областью 0,01 10 МэВ. Он был получен экспериментально и аппроксимируется распространенной
полуэмпирической формулой Уатта: N (E) exp( E) sh2E . Ев=0,7Мэв, 2 Мэв,
Емах=10Мэв. Вылет мгн. n01 прекращается, тогда как запаздывающие n01 испускается в течение нескольких минут с постепенно убывающей интенсивностью. В редких случаях эн. возбуждения образовав-ся ядра м/б больше чем эн. связи n01 в данном ядре такие ядра могут снимать возбуждение испусканием n01 – это запаздывающие n01 . Это значит, что запаздывающие n01 будут испускаться ядрами, находящиеся в начале - цепочек. В общем случае кинетическая энергия запаздывающего n01 0,5Мэв. Выход – доля запазд. n01
17
для U 233 0,26%, U 235 0,64%, Pu 239 0,21%. Для анализа кинетики реактора, запазд. n01 принято делить на несколько групп, чаще всего их 6 (по времени запаздывания).
16. Коэффициент размножения нейтронов для бесконечной среды k – коэффициент размножения нейтронов для бесконечной среды, т.е. без учета утечки n01 (отношение данного поколения n01 к предыдущему поколению). В делении участвуют не все n01 -ы, они также поглощаются без деления + топливо занимает малую часть А.З. + U 235 не используют в чистом виде, обязательно U 238 + топливо, используют в виде оксидов, карбидов + в А.З. имеются конструкционные материалы, замедлитель, т/н, все они поглощают n01 выводя их из процессов деления. k f(число n01 на 1 акт деления). Для определения k нужно учитывать все вышеперечисленные
факторы. k n2 . n1
– коэфф. размножения на Б n01 ,
– вероятность избежать резонансного захвата нейтрона в U 238 , хар-ет долю n01 не поглощенных на резонансе, (1- ) – доля n01 поглотившихся на резонансе;
– коэфф. использования тепловых n01 , показывает долю Т n01 поглощенных топливом, (1- ) – доля n01 поглощенных другими материалами; не все n01 поглощ. топливом вызовут акт деления, часть из них поглотится по р-ции (n, )
–это б/т паразитный захват.
– выход нейтронов на одно поглощение - среднее количество нейтронов, образующихся при поглощении нейтрона атомом ядерного топлива с последующим его делением в ходе цепной ядерной реакции.
17.Основы теории диффузии, понятия и параметры
диффузионного приближения
В Ц.Р.Д. участвует большое количество n01 и для корректного описания процессов в реакторе необходимо знать пространственно – временное
распределение и оно описывается кинет. ур., которое определяет колич. n1 |
, |
||
|
|
0 |
|
как ф-цию 4-х переменных: |
|
|
|
|
|
||
n f (t, r , E, ) , телесный уг ол. |
|
18
В основе |
кинет. уравнения лежит |
рассмотрение баланса n1 |
причем |
|
|
|
|
0 |
|
рассматр. 1 |
n01 . Баланс n01 показывает: |
|
|
|
|
|
|
|
|
1) уход n1 |
из состояния (r , E, ) за счет поглощения и рассеяния; |
|
||
0 |
|
|
|
|
|
|
|
||
2) приход n01 |
из состояния (r , E , ) в сост. (r , E, ) за счет рассеяния. |
|||
Для каждого n1 данные процессы вероятностны и решение кин. |
ур. есть |
|||
|
|
0 |
|
|
проблема и потому использ. различные приближения. Одним из них является диффуз. приближ. с помощью теории диффуз. решетки. 3 основн. задачи:
1)диффуз. моноэнергетич. n01 ;
2)замедление n01 до тепловых энергий с учетом возможного поглощения в
резонансной области;
3) пространственное распределение замедляющ. n01 . В итоге это позволяет решать 2 важных параметра: k и поток n01 (r ,t) . Диффузия – это процесс обусловленный тепловым движением ч-ц и наличием градиента их концентрации. Движение n01 в среде можно назвать диффузией, но в отличие от молекул кот. приближ./сталкив. др. с др., n01 сталкив. не др. с др., а с ядрами вещества. При использовании диффузионного приближения из всей совокупности n01 выделяют группу n01 с одинаковой энергией (не обязательно Е=Ет), и рассматр. ее движение. В общем случае диффузия n01 сопровождается многократными изменениями направления и скорости.
18. Стационарное и нестационарное уравнение диффузии нейтронов. Граничные условия
- эти параметры связаны м/у собой ур-ем диффузии, в общем
f (r , ,t, )
случае надо учитывать дополнительный источник n01 . В основе уравнения
диффузии лежит рассмотрение баланса n1 в произвольном единичном объеме |
|||||
|
|
|
|
0 |
|
вещества. Пусть имеется среда, где n-плотность n1 , |
тогда скорость изменения |
||||
|
|
|
|
0 |
|
числа n1 |
в элем. объема dV будет определяться соотношением: |
||||
0 |
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
n(r , t) |
dV г енерация пог лощение утечка -ур. |
диффузии. В |
общем уравнении n01 -го |
|
|
|
||||
|
t |
|
|
|
|
баланса, |
член выражающий уход(в |
n1 на 1 см3 |
за 1 сек), равен –D 2 , |
||
|
|
|
|
0 |
|
поскольку указанный член входит со знаком – , получаем в уравнении
баланса D 2 . Число n01 , поглощаемых в 1 см3 |
за 1 сек., равно а , где а - |
поглощения, он равен – а . Подставляя |
полученные выражения для |
19 |
|
поглощения и утечки и обозначая интенсивность образования n1 |
в 1 см3 за 1 |
||||
|
|
|
|
0 |
|
сек. через S, приводим уравнение баланса к виду: |
2 |
a |
S |
n - нестационарное |
|
|
D |
t |
|
||
|
|
|
|
|
ур-е диффузии. Г.У.: Нейтронный поток должен быть конечным и неотрицательным в области, где применимо уравнение диффузии. На плоской границе 2-х сред, обладающих различными диффузионными характеристиками, результирующие плотности потока n01 в направлении
нормали к границе, а также n01 -ые потоки равны. А= В – на границе равны нейтронные потоки. Вблизи границы между диффузионной средой и пустотой нейтронный поток изменяется Т.О., что линейная экстраполяция приводит к обращению его в нуль на определенном (экстраполированном) расстоянии за этой границей.
19. Решение уравнения диффузии для точечного источника нейтронов в однородной бесконечной среде
среда и постановка задачи. Определить распределение потока моноэнергетических нейтронов генерируемых в среде с точечным источником с const во времени объемной скорости генерации S расположенной в начале координат r=0. Запишем стац. ур. диффузии
D 2 (r) a (r) S 0 , т.к. среда , то вдали от источника S=0, S 0 в ( ) 0. При переходе к сферической системе координат и поскольку распределение нейтронного потока сферически симметрично, члены, содержащие производные по углам, равны нулю (т.е. f( , )), уравнение диффузии примет вид:
2 (r) 2 (r) 2 (r) 0 ,
r r r
где r - расстояние от точечного источника; 2 - параметр определяет свойства среды. Для рассматриваемой задачи Г.У. таковы:
1)поток ограничен и не отрицателен 0 ;
2)в стационарном режиме число нейтронов поглощенных в 1 вр. = числу
нейтронов рожденных источником. Для решения уравнения положим u/r,
тогда уравнение приводится к виду: |
d 2 u |
2 u 0 . |
|
|
|
dr 2 |
|
|
|
||
|
вид: |
|
e r |
– это |
|
Окончательно выражение примет |
S |
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
4 D r |
|
|
выражение дает стационарное распределение нейтронного потока вокруг точечного источника в среде, испускающего ежесекундно 1 нейтрон. Поток
20