Moderare neutronică

Încetinirea neutronilor este procesul de reducere a energiei cinetice a neutronilor liberi ca urmare a multiplelor coliziuni ale acestora cu nucleele atomice ale materiei. Substanța în care are loc procesul de încetinire a neutronilor se numește moderator . Moderarea cu neutroni se aplică, de exemplu, în reactoarele nucleare cu neutroni termici .

Informații generale

În cursul reacțiilor nucleare , se formează neutroni rapizi , de regulă (cu energie > 1 MeV ). Neutronii rapizi în timpul coliziunilor cu nucleele atomice pierd energie în porțiuni mari, cheltuind-o în principal pentru excitarea nucleelor sau divizarea acestora. Ca urmare a uneia sau mai multor ciocniri, energia neutronilor devine mai mică decât energia minimă de excitație a nucleului (de la zeci de keV la câțiva MeV, în funcție de proprietățile nucleului). După aceea, împrăștierea neutronului de către nucleu devine elastică , adică neutronul cheltuiește energie pentru a comunica viteza la nucleu fără a-și schimba starea internă.

Într-o coliziune elastică, neutronul pierde, în medie, o fracțiune de energie egală cu unde A este numărul de masă al nucleului țintă. Această fracție este mică pentru nucleele grele (1/100 pentru plumb ) și mare pentru nucleele ușoare (1/7 pentru carbon și 1/2 pentru hidrogen ). Prin urmare, încetinirea neutronilor are loc mult mai rapid pe nucleele ușoare decât pe cele grele. ${\frac {2A}{(A+1)^{2}}}$

Substanţă	N	t, ms	L B , cm
Conduce	1600	1300	200
Grafit	110	70	43
Apă	23	3	13

Numărul mediu de ciocniri N, timpul mediu de decelerare t și îndepărtarea rădăcină -pătrată medie L B a neutronului de la sursă atunci când neutronul este încetinit într-un mediu nemărginit de la o energie de 1 MeV la o energie de 0,1 eV .

În procesul de încetinire a neutronilor, așa-zis. neutroni termici , care sunt în echilibru termic cu mediul în care are loc moderarea. Energia medie a unui neutron termic la temperatura camerei este de 0,04 eV.

Scăderea medie logaritmică a energiei neutronilor la o coliziune , , depinde numai de numărul de masă, , al nucleului moderator: $\xi$ $A$

$\xi =\ln {\frac {E_{0}}{E}}=1+{\frac {(A-1)^{2}}{2A}}\ln \left({\frac {A-1}{A+1}}\dreapta)$ .

Cu mai mult de trei, puteți folosi o formulă simplificată :. $A$ $\xi \simeq {\frac {2}{A+2/3)}$

Coeficientul de decelerație al materiei este raportul dintre macrosecțiunea de împrăștiere înmulțit cu decrementul logaritmic mediu al energiei neutronilor la o coliziune cu macrosecțiunea de absorbție : . $\Sigma _{s)$ $\xi$ $\Sigma _{a}$ ${\frac {\xi \Sigma _{s}}{\Sigma _{a}}}$

În procesul de încetinire, o parte din neutroni este absorbită de nuclee sau zboară din mediu spre exterior, adică se pierde. La moderatoarele care conțin nuclee ușoare, pierderile de absorbție sunt mici și majoritatea neutronilor emiși de sursă sunt transformați în neutroni termici, cu condiția ca dimensiunile moderatorului să fie suficient de mari în comparație cu dimensiunea L B .

Caracteristicile aplicației

Printre cei mai buni moderatori folosiți pe scară largă în fizica nucleară și tehnologia nucleară pentru a converti neutronii rapidi în cei termici se numără apa , apa grea , beriliul , grafitul .

Apa

Avantajele apei obișnuite ca moderator sunt disponibilitatea ei și costul redus. Dezavantajele apei sunt punctul de fierbere scăzut (100 °C la o presiune de 1 atm ) și absorbția neutronilor termici. Primul dezavantaj este eliminat prin creșterea presiunii în circuitul primar. Absorbția neutronilor termici de către apă este compensată prin utilizarea combustibilului nuclear pe bază de uraniu îmbogățit .

Vezi si:

Apă grea

Apa grea diferă puțin de apa obișnuită prin proprietățile sale chimice și termofizice . Practic nu absoarbe neutronii, ceea ce face posibilă utilizarea uraniului natural ca combustibil nuclear în reactoare cu un moderator de apă grea. Dezavantajul apei grele este costul ei ridicat.

Vezi si:

CANDU

Grafit

Grafitul natural conține până la 20% din diverse impurități, inclusiv bor , un bun absorbant . Prin urmare, grafitul natural este nepotrivit ca moderator de neutroni. Grafitul din reactor este obținut artificial dintr-un amestec de cocs de petrol și gudron de cărbune . Mai întâi, blocurile sunt presate din amestec, iar apoi aceste blocuri sunt tratate termic la o temperatură ridicată. Grafitul are o densitate de 1,6-1,8 g/ cm3 . Se sublimează la o temperatură de 3800–3900 °C. Grafitul încălzit în aer la 400 °C se aprinde. Prin urmare, în reactoarele de putere, este conținut într-o atmosferă de gaz inert ( heliu , azot ).

Vezi si:

Beriliu

Beriliul este unul dintre cei mai buni moderatori. Are un punct de topire ridicat (1282 °C) și conductivitate termică și este compatibil cu dioxid de carbon , apă, aer și unele metale lichide. Cu toate acestea, în reacția de prag 9 Be(n, 2n)2α, heliul ia naștere , prin urmare, sub iradiere intensă cu neutroni rapizi , în interiorul beriliului se acumulează gaz , sub presiunea căruia beriliul se umflă. Utilizarea beriliului este, de asemenea, limitată de costul său ridicat. În plus, beriliul și compușii săi sunt foarte toxici. Beriliul este folosit pentru a face reflectoare și dispozitive de deplasare a apei în miezul reactoarelor de cercetare.

Literatură

Petunin V.P. Ingineria termoenergetică a instalațiilor nucleare M.: Atomizdat , 1960.
Levin VE Fizică nucleară și reactoare nucleare. a 4-a ed. — M.: Atomizdat , 1979.