Физические величины - Бабичев А.Н.
ISBN 5-283-04013-5
Скачать (прямая ссылка):
В табл. 40.7 и 40.8, а также на рис. 40.5 приведены значения энергий, выделяемых при делении различных ядер.
Таблица 40.8. Средняя суммарная кинетическая энергия осколков деления ядер при взаимодействии с тепловыми нейтронами [19]
Ядро-мишень як, МэВ Ядро-мишень Ек, МэВ
229Th 231Pa 232JJ 237Np 238Pu 241Am 162,7 (5) 165,1 (5) 169,3 (5) 171.0 (7) 178.1 (5) 180,0 (4) 243Am 245Cm 249Cf 251Cf 254Es 255Fm 177,5 (6) 184.5 (5) 189,4 (5) 185,0 (27) 194.6 (5) 195,7(29)
Z /А
Рис. 40.5. Зависимость полной кинетической энергии Eu осколков деления от Z2IA1/3 делящегося ядра [28]
40.6. ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР
Независимым выходом называют непосредственный выход осколков при делении ядра. Полный выход (рнс. 40.6) складывается из независимого выхода и той доли, которая образуется в результате цепочки ?-pac-падов.
В табл. 40.9 даны пробеги осколков деления ядер.
Рис. 40.6. Полные выходы продуктов деления, образующихся при делении 233U, 235U и 239Pu тепловыми нейтронами (вся кривая нормирована на 200%) [20]
1094Таблица 40.9. Средние пробеги осколков деления ядер R, мг/сма, при торможении в различных средах [6] (JRji — пробег легкого осколка, Rt — пробег тяжелого осколка)
2S5U .]- 0Лтенл *"Cf, спонтанное деление
Тормозящая среда
R R11 «л RT
Алюминий 4,17 3,22 4,16 3,44
Аргон [30] 4,123 4,45 3,84 — —
Вода 21 мкм [29] — — — —
Воздух 2,16 см 2,45 см 2,03 см 2,32 см*2 1,90 см*2
Гелий [30] 1,252 1,38 1,14 _ _
Железо 4,22 _ _ — —
Коллодий 20 мкм [29] — — — —
Лавсан _ 17,8 мкм « 14,0 мкм*1 — —
Медь 5,08 _ — — —
Никель 4,40 5,53 4,30 5,52 4,57
Серебро — 7,33 5,50 7,28 5,82
Углерод — 3,09 2,48 — —
Уран 6,7 мкм [29] 10,64*2 8,44*2 — —
Урана диоксид 9,9 мкм [29] — — — —
Урана окись-закись 13,7 мкм [29] — — — —
Цирконий — 6,12 4,78
'1 Пробеги осколков при фотоделении ядер, Ятах = 20 MsB. *2 Пробеги осколков mMo (Kjj) и 14°Ва (/?Т) соответственно.
40.7. НЕЙТРОНЫ ДЕЛЕНИЯ
Энергетические спектры мгновенных нейтронов деления различных ядер сходны. В простейшем виде, в пределах погрешностей эксперимента, спектры нейтронов деления могут быть представлены максвелловским распределением
N (E) = { і/У**? ) VE ехр (— Е/Ь),
где E — энергия нейтрона в лабораторной системе координат,^ параметр в связан со средней энергией спектра E-. ?=36/2 (табл. 40.10).
Таблица 40 10. Средние энергии E энергетических распределений мгновенных нейтронов для различных ядер
Ядро Вид деления Е, МэВ
233IJ Тепловыми нейтронами 2,0627 (248) [25]
236U То же 2,0266 (220) [25]
23SPu » 2,0990 (232) [25] 1,86 [20]
24ePu Спонтанное
24lPu Тепловыми нейтронами 2,0858 (232) [25]
252Cf Спонтанное 2,1409
Среднее ЧИСЛО мгновенных нейтронов Vmth, ВОЗНИ-кающих при делении ядра, имеет тенденцию увеличиваться с возрастанием энергии нейтронов En, вызывающих деление (рис. 40.7). Эта зависимость может быть представлена выражением v(En)=v0-j-aEn, где v« — среднее число мгновенных нейтронов при делении тепловыми нейтронами. Параметр g«=0,1 5, он слабо зависит от энергии нейтрона.
і— лги
23 % <<
4-і
— 23 г: 5K 'sPa Г / S
'232Th
0 10 20 3D Enr МэВ
Рис. 40.7. Среднее число мгновенных нейтронов деления 232Th [21. 31], 233U [20], 23sU [23, 31], 239 Pu [23, 32]
40.8. МГНОВЕННОЕ у-ИЗЛУЧЕНИЕ
Энергия возбуждения осколков деления, остающаяся после испускания мгновенных нейтронов, обычно равна 3—4 МэВ/осколок. Это возбуждение осколков снимается испусканием мгновенных у-квантов. Процесс излучения происходит за время порядка 10~9—IO-14 с вслед за испусканием нейтронов.
Спектр у-квантов и полные энергии Ey поли мгновенных у-квантов, образующихся при делении некоторых ядер, приведены в табл. 40.11 и 40.12.
1095Таблица 40. 11. Спектр мгновенных ^-квантов, сопровождающих деление 235U тепловыми нейтронами [20] [А'(?т ) - число ^-квантов, испускаемых при делении внутри энергетического интервала шириной 0,1 МэВ, ?эф=?тЛ/(?т)]
E , МэВ М<Ет) Egф, Мэ В/деление
0,1 0,176 0,0176
0,2 0,815 0,1630
0,3 0,697 0,2091
0,4 0,661 0,2644
0,5 0,662 0,3110
0,6 0,553 0,3318
0,7 0,474 0,3318
0,8 0,408 0,2464
0,9 0,353 0,3177
1,0 0,310 0,310
1,1 0,272 0,2992
1,2 0,240 0,2880
1,3 0,205 0,2665
1,4 0,180 0,2520
1,5 0,158 0,2370
1,6 0,139 0,2224
1,7 0,125 0,2125
1,8 0,113 0,2034
1,9 0,102 0,1938
2,0 0,113 0,2260
2,1 0,0818 0,1718
2,2 0,0726 0,1597
2,3 0,0651 0,1497
2,4 0,0579 0,1390
2,5 0,0512 0,1280
2,6 0,0457 0,1188
2,7 0,0409 0,1104
2,8 0,0369 0,1033
2,9 0,0330 0,0957
3,0 0,0298 0,0894
3,1 0,0268 0,0831
3,2 0,0244 0,0781
3,3 0,0219 0,0723
3,4 0,0198 0,0673
3,5 0,0181 0,0634
3,6 0,0165 0,0594
3,7 0,0150 0,0555
3,8 0,0136 0,0517
3,9 0,0126 0,0491
4,0 0,0116 0,0464
4,1 0,0106 0,0435
4,2 0,00985 0,0414
4,3 0,00908 0,0391
4,4 0,00830 0,0365
4,5 0,00764 0,0344 0,0324
4,6 0,00704
4,7 0,00649 0,0305
4,8 0,00604 0,0290
4,9 0,00556 0,0272
5,0 0,00519 0,0260
5,1 0,00470 0,0240
5,2 0,00430 0,0224