Материал: Мерзликин Г.Я. Основы теории ядерных реакторов. Курс для эксплуатационного персонала АЭС

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 сре-

де 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 2структура 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 яд-

ра 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 гаммакванта. 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 мас-

сой 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 протоннонейтронных 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, чётнонечётные) 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.

Особая роль реакции деления в ядерном реакторе побуждает к более детальному рассмотрению её особенностей. Но прежде, чем сделать это, упомянем ещё о некоторых видах нейтронных реакций, сопровождающих работу ядерного реактора, но не имеющих принципиального значения.

2.1.4. Ещё три нейтронные реакции. Во-первых, это реакция типа (n,p) - то есть нейтронная реакция, завершающаяся испусканием протона.

p11

Захват нейтрона ядром Испускание протона

Рис.2.3. Схематическое представление о реакции типа (n,p).

В результате этой реакции образуется изобара исходного ядра, поскольку протон уносит один элементарный заряд, а масса ядра практически не меняется (нейтрон привнесён, а равный ему по массе протон - унесён).

Представление о делении ядра урана-235 в наглядных образах даёт рис.2.6.

Нейтрон Ядро массой А Возбуждённое составное ядро Осколки деления

Нейтроны деления

Рис.2.6. Схематическое представление о делении ядра 235U.

На основании этой схемы обобщённое «уравнение» реакции деления (которое является скорее логическим, чем строго математическим) можно записать так:

где:

-(F1)* и (F2)* - символьные обозначения возбуждённых осколков деления (индексом (*) здесь и далее обозначаются неустойчивые, возбужденные или радиоактивные элементы); осколок (F1)* имеет массу A1 и заряд Z1, осколок (F2)* - массу А2 и заряд Z2;

-ν5 . 1n обозначены ν5 нейтронов деления, высвобождающихся в среднем в каждом акте деления ядра урана-235;

-α, β и γ - α-частицы, β-частицы и γ-кванты, средние числа которых на акт деления ядра урана-235 равны соответственно a, b и c;

-E - среднее количество энергии, высвобождаемой в акте деления.

Подчеркнём ещё раз: записанное выше выражение не является уравнением в строгом смысле этого слова; это скорее просто удобная для запоминания форма записи, отражающая основные особенности нейтронной реакции деления:

а) образование осколков деления; б) образование новых свободных нейтронов при делении, которые впредь будем

кратко называть нейтронами деления;

в) радиоактивность осколков деления, обуславливающая их дальнейшие трансформации к более устойчивым образованиям, из-за чего возникает ряд побочных эффектов - как позитивных, полезных, так и негативных, которые следует обязательно учитывать при проектировании, постройке и эксплуатации ядерных реакторов;

г) высвобождение энергии при делении - главное свойство реакции деления, позволяющее создать энергетический ядерный реактор.

Каждый из перечисленных выше физических процессов, сопровождающий реак-

цию деления, играет в реакторе определённую роль и имеет свое практическое значе-

ние. Поэтому познакомимся с ними подробнее.

2.2.1. Образование осколков деления. Об одиночном акте деления ядра можно говорить как о явлении до известной степени случайном, имея в виду, что тяжёлое ядро урана, состоящее из 92 протонов и 143 нейтронов, принципиально способно разделиться на различное число осколков с различными атомными массами. В таком случае к оценке возможности деления ядра на 2, 3 или более осколков можно подходить с веро-