Основы теории ядерных реакторов (стр. 6 )

2.1.2. Рассеяние. При неспособности возбуждённого составного ядра удержать в своем составе проникший в него нейтрон природное стремление ядра к устойчивости может быть реализовано путем "выталкивания" из ядра захваченного или любого другого нейтрона, равноценного захваченному по квантовым свойствам.

Образование возбуждённого

Ядро составного ядра массы (А+1) а. е.м.

Нейтрон массы А а. е.м

Ядро массы А а. е.м.

Захват нейтрона ядром Испускание рассеянного нейтрона

Рис.2.2. Схематическое представление о ядерной реакции рассеяния.

Таким образом, и до, и после взаимодействия нейтрона с ядром име­ются свободный нейтрон и одно и то же ядро, и единственным результатом такого взаимодействия является лишь то, что кинетические энергии ис­ходного и испущенного нейтронов неодинаковы: энергия испускаемого нейтрона в подавляющем большинстве случаев оказывается ниже энергии исходного нейтрона. Кроме того, направления движения исходного и испус­каемого нейтронов также неодинаковы.

Внешне такое взаимодействие выглядит не как ядерное, а, скорее, как обычное механическое соударение нейтрона с ядром, в результате которо­го нейтрон передает ядру часть своей кинетической энергии, меняя при этом свою скорость и направление движения.

Многократно повторяемые акты таких соударений в классической ме­ханике, как известно, называют рассеяниями. По аналогии с механически­ми рассеяниями нейтронные реакции подобного типа называют реакциями рассеяния.

Склонностью к реакции рассеяния, как и склонностью к радиационно­му захвату, обладают все (без исключения) известные нуклиды, хотя и в различной степени.

Для реакторщика важно знать, ядра каких элементов наделены Приро­дой этой склонностью к рассеянию, поскольку в тепловом реакторе за счёт реакций рассеяния идёт процесс уменьшения кинетической энергии нейтронов при их перемещении в среде активной зоны. Этот процесс ко­ротко именуется замедлением нейтронов. Поэтому ядра - хорошие рассеиватели нейт­ронов, - обладающие пониженной склонностью к радиационному захвату, как правило, оказываются хорошими замедлителями нейтронов.

Например, ядра атомов водорода (1Н), дейтерия (2D), бериллия (9Be), углерода (12С), кислорода (16О), циркония (91Zr) и ряд других ядер со слабыми захватными свойствами и сильно выраженной склонностью к рассеянию являются хорошими замедлителями рождаемых в реакторе быстрых нейтронов.

Материалы - простые и сложные - с хорошими замедляющими свойства­ми являются столь же принципиально важными компонентами конструкции активных зон ядерных реакторов, как и ядерное топливо и поглотители.

И ещё одна аналогия ядерного рассеяния с механическим: рассеяние может быть упругим и неупругим, причём, критерии оценки упругости рас­сеяния в обоих случаях одинаковы:

- если суммы кинетических энергий ядра и нейтрона до и после рас­сеяния равны между собой

(Ея + Ен)до = (Ея + Ен)после ,

рассеяние называют упругим. Иначе говоря, при упругом рассеянии происходит простое перераспределение кинетической энергии: нейтрон от­дает часть своей кинетической энергии ядру, кинетическая энергия ядра увеличивается после рассеяния именно на величину этой отдачи, а потен­циальная энергия ядра (энергия связи нуклонов) остается прежней, а, следовательно, энергетическое состояние и структура ядра до и после рассеяния остаются неизменными;

- если же сумма кинетических энергий ядра и нейтрона после рассе­яния оказывается ниже, чем их сумма до рассеяния,

(Ея + Ен)до > (Ея + Ен)после ,

рассеяние называют неупругим.

Не следует думать, что при неупругом рассеянии нарушается закон сохранения энергии: просто разница сумм кинетических энергий до и пос­ле рассеяния затрачивается на изменение внутренней структуры ядра по­добно тому, как при неупругом механическом соударении тел (например, свинцовых шариков) суммарное изменение их кинетической энергии расхо­дуется на их деформацию. Изменение структуры исходного ядра в процессе неупругого рассеяния равноценно переходу ядра в новое квантовое состо­яние, в котором в общем случае всегда имеет место некоторый избыток энергии сверх уровня устойчивости, который "сбрасывается" ядром в виде испускаемого гамма-кванта. Физические эксперименты подтверждают, что электромагнитное излучение - непременный спутник реакций неупругого рассеяния, что делает эту реакцию похожей на реакцию радиационного захвата, с той лишь разницей, что при неупругом рассеянии исходный нейтрон не удерживается ядром.

Отметим для памяти еще одну важную закономерность ядерного рассе­яния:

- упругое рассеяние в большей степени свойственно лёгким ядрам (с атомной массой А < 20) при взаимодействии их с нейтронами сравнительно небольших кинетических энергий (Е < 0.1 МэВ), в то время как к реакци­ям неупругого рассеяния более склонны тяжёлые ядра при взаимодействии с нейтронами больших (Е > 1 МэВ) энергий.

*) Иногда выделяют еще один вид рассеяния - так называемое по­тенциальное рассеяние, представляя его механизм как скользящий проход нейтрона по периферийной зоне сферы действия ядерных сил ядра и последующий выход его за пределы этой сферы с изме­нениями в направлении движения и его скорости (кинетической энергии). Структура ядра от такого взаимодействия, конечно, не меняется, составного ядра не образуется, и результатом взаимо­действия является только обмен кинетическими энергия­ми нейтрона и ядра. Разумеется, такой вид рассеяния может быть только упругим, и, поскольку потенциальное рассеяние в работе реактора особо выдающейся роли не играет, его попросту расс­матривают как небольшую составляющую упругого рассеяния.

И последнее замечание по рассеянию. Качественная идентичность ис­ходных объектов и продуктов реакции рассеяния позволяет при решении некоторых задач физики реакторов игнорировать то, что рассеяние явля­ется полноправной нейтронной ядерной реакцией, начинающейся с поглоще­ния ядром свободного нейтрона и образования составного ядра.

Создатель теории замедления Э. Ферми для упрощения представлений рассматривал акт упругого ядерного рассеяния как его механический ана­лог (то есть как упругое соударение нейтрона с ядром) и получил на та­кой упрощённой аналитической модели теоретические результаты, правиль­ность которых хорошо согласовывалась с физическими экспериментами.

При рассмотрении процесса замедления нейтронов в реакторе мы тоже будем пользоваться такими представлениями по той причине, что класси­ческие механические образы просты, понятны, привычны, легко восприни­маемы и запоминаемы. Однако, находя в них правильное отражение законо­мерностей процесса замедления нейтронов, не будем всё же забывать, что это - лишь механическая модель процесса, а сам процесс - значительно более сложен.

2.1.3. Реакция деления. Третий способ выхода возбуждённого сос­тавного ядра в более устойчивые образования - деление его на две, три или даже более протонно-нейтронных комбинации, называемые осколками деления.

В отличие от реакций радиационного захвата и рассеяния, к делению склонны далеко не все известные ядра, а лишь некоторые (главным образом, чётно-нечётные) ядра тяжёлых элементов. Вот некоторые из них:

233U, 235U, 239Pu, 241Pu, 251Cf, ...

Наиболее важным из перечисленных нуклидов является уран-235 - ос­новное топливо большинства существующих ядерных реакторов. Уран-235 делится нейтронами любых кинетических энергий, но лучше всего – нейтронами с малыми энергиями.

Вторым по значимости делящимся нуклидом является плутоний-239 - вторичное топливо в урановых реакторах, воспроизводящееся в процессе их работы. Как и уран-235, плутоний-239 делится нейтронами любых кине­тических энергий, но наиболее эффективно – тепловыми нейтронами.

Третьим по значению делящимся нуклидом является чётно-чётный изотоп урана - уран-238 (238U). Чётное число нейтронов в его ядре даёт более устойчивую комбинацию, чем нечётное их число, благодаря чему деление урана-238 имеет пороговый характер: для инициа­ции деления ядер 238U годны не любые нейтроны, а лишь нейтроны с энергиями выше Еп = 1.1 МэВ. (Говорят: Eп = 1.1 МэВ - энергетический по­рог деления ядер урана-238).

Казалось бы: стоит ли обращать серьезное внимание на уран-238? - Стройте себе реакторы с ураном-235 в качестве топлива, раз он такой хороший! Но:

- во-первых, урана-238 в Природе больше всего: природная смесь изотопов урана содержит в себе 99.28% урана-238 и лишь 0.71% урана-235; операции разделения изотопов с целью получения чистого или высокообо­гащенного урана-235 весьма энергоёмки, а потому экономически невыгодны; уже по этой причине следует задуматься над тем, что следует "сжи­гать" в реакторах в первую очередь - уран-235 или уран-238?

- во-вторых, уран-238 как раз и является тем исходным сырьевым нуклидом, из которого в работающем реакторе воспроизводится вторичное топливо - плутоний-239; это побуждает не просто терпимо относиться к неизбежному присутствию в реакторе урана-238, но и думать о том, как организовать в реакторе процесс наиболее эффективного превращения ура­на-238 в плутоний-239 с целью получения и использования для получения энергии наибольшего количества последнего.

Реакция деления, разумеется, является самой важной и практически значимой из трёх упомянутых выше нейтронных реакций. Ядерный реактор, по существу, конструируется и строится ради осуществления самоподдержива­ющейся цепной реакции деления требуемой интенсивности, а реакции ради­ационного захвата и рассеяния оказываются либо вынужденно необходимыми, либо просто неизбежными, идущими параллельно и одновременно с реакцией деления, сопутствующими ей.