Основы экспериментальных методов ядерной физики - Абрамов А.И.
Скачать (прямая ссылка):
Нейтроны в реакторе или возникают в процессе деления (мгновенные нейтроны деления), или испускаются радиоактивными ядрами в цепочках распада продуктов деления (запаздывающие нейтроны), или в (у, п)-реакциях. Во всех этих случаях спектр испускаемых нейтронов сплошной. Распределение нейтронов по энергиям в основном процессе —¦ делении ядра — слабо зависит от того, какое ядро делится. Функция, описывающая это распределение, имеет максимум в области энергий около 1 Мэв и несимметрична относительно этого максимума. Существует много эмпирических формул, описывающих спектр нейтронов деления. Одна из наиболее простых:
Ф (En) = 0,77Enh ехр [—0,776?J, (3.5)
где En — в Мэв. Эта формула нормируется на один нейтрон на одно деление и описывается экспериментальный спектр с погрешностью примерно до 10% вплоть до 9 Мэв.
Однако спектр нейтронов в реакторе, а также в канале, ведущем к активной зоне или отражателю реактора, не описывается этой формулой во всем диапазоне энергий, поскольку спектр нейтронов в реакторе устанавливается в результате многократных упругих и неупругих столкновений нейтронов с ядрами, содержащимися в активной зоне. Поэтому спектр нейтронов в реакторе содержит существенно больше нейтронов с малыми энергиями, чем спектр деления. Степень деформации спектра деления зависит от состава
70 активной зоны и отражателя. Для реактора на быстрых нейтронах деформация существенно меньше, чем для реактора на тепловых нейтронах. Можно считать, что лишь спектр нейтронов с энергиями больше 3—4 Мэв может аппроксимироваться формулой (3.5) безотносительно к типу реактора. В большом объеме замедлителя, расположенного у активной зоны реактора любого типа, хорошей аппроксимацией истинного распределения медленных и промежуточных нейтронов, т. е. нейтронов с энергиями большими, чем ха-
10д Wa IO7 'В 10s § M5
10! 102 10і о
WiW2 W'1 100 101 102 10s 10і 10s 10s 107 En,эб
Рис. 3.2. Энергетические распределения нейтронов:
/ — в активной зоне теплового реактора; 2 — выходящих из свинцовой мишени, облучаемой протонами с энергией 150 Мэв
рактерная энергия для нейтронов, находящихся в тепловом равновесии со средой (тепловых нейтронов), и меньшими 0,2 Мэв, является спектр Ферми
<D(?n) = cost/?n. (3.6)
Для описания энергетического распределения тепловых нейтронов используется распределение Максвелла:
Ф (En) = cost En ехр [- EnI(UT)], (3.7)
где T — температура замедлителя; k — постоянная Больцмана. Приближенно энергетическое распределение нейтронов в активной зоне теплового реактора изображено на рис. 3.2.
Для увеличения числа тепловых нейтронов используют так называемые тепловые колонны, т. е. большие блоки материала, обладающего хорошими замедляющими свойствами (малой атомной массой) и малым сечением поглощения. Чаще всего используется графит. Чем больше блок замедлителя, тем больше число нейтронов, находящихся в тепловом равновесии со средой. Тепловые нейтроны
71 можно легко отделить от нейтронов с большими энергиями с помощью поглотителя из кадмия, имеющего сильный резонанс в сечении поглощения при энергии 0,176 эв. Используя фильтры из В, сечение поглощения которого обратно пропорционально скорости нейтрона, можно изменять форму спектра нейтронов в области энергий от тепловых до десятков килоэлектронвольт.
В активной зоне реактора на быстрых нейтронах практически нет нейтронов с энергией меньше 1 кэв, а спектр нейтронов имеет максимум в районе около сотни килоэлектронвольт. Однако спектр может быть сильно изменен при прохождении нейтронов через отражатель и в нем могут появиться нерегулярности, связанные с зависимостью сечения взаимодействия материала отражателя от энергии нейтронов.
Ядерный взрыв как источник нейтронов. Хотя в активной зоне реактора плотность потока нейтронов может достигать нескольких единиц на IO15 нейтрон!(см2-сек), доступные для большинства физических экспериментов плотности потока в каналах за защитой составляют в лучшем случае IO10 нейтрон!(см2-сек), что эквивалентно примерно IO16 нейтрон!см2 за время проведения одного эксперимента. Значительно большие флюенсы нейтронов можно получить в экспериментальных установках, использующих в качестве источника подземный ядерный взрыв.
При ядерном взрыве, использующем реакцию деления, образуется 2- IO23 нейтронов на 1 кт тротилового эквивалента и на короткое время создается плотность потока IO23 нейтрон!(см2• сек), который можно использовать для получения трансурановых элементов. При термоядерном взрыве образуется приблизительно в 10 раз больше нейтронов при одинаковом тротиловом эквиваленте заряда. Энергетическое распределение нейтронов ядерного взрыва близко к спектру в активной зоне реактора на быстрых нейтронах.. Если основной реакцией при термоядерном взрыве является реакция T (d, п)3Не, при которой испускаются нейтроны с энергией 14 Мэв, то и в этом случае при взаимодействии нейтронов с ядрами оболочки и ядрами U в реакции деления спектр нейтронов, вышедших из термоядерного взрывного устройства, также в первом приближении близок к спектру излучения реактора на быстрых нейтронах. Поскольку в ядерном взрыве весь процесс выделения энергии и образования нейтронов происходит за время, существенно меньшее Ю-6 сек, то подземный ядерный взрыв можно использовать как импульсный источник однократного действия для селекции нейтронов по времени пролета. Ядерный взрыв, образующий IO24 нейтронов,при соответствующем замедлении создает в интервале энергий от 1 до 100 эв на расстоянии 100 м от места взрыва флюенс нейтронов порядка IO10 нейтрон/см2. Конечно, существенным недостатком такого взрывного источника, кроме одноразового действия, является его относительная недоступность.
