Вероятность - поглощение - нейтрон
Cтраница 1
Вероятность поглощения нейтронов ( в физике, напоминаем, ее называют поперечным сечением захвата) изме ряется в барнах. У чистого циркония сечение захвате равно 0 18 барна, а у чистого гафния - 120 баря. [1]
Вероятность поглощения нейтронов ( в физике эта величина называется поперечным сечением захвата) измеряется в барнах. Для чистого циркония эта величина равна 0 18 барна, а для чистого гафния - 120 барн. Примесь 2 % гафния повышает сечение захвата циркония в 20 раз, и именно поэтому цирконий, предназначенный для реакторов, должен содержать не более 0 01 % гафния. [2]
 |
Плотность q ( r ] распределения величины г ( сравнение гистограмм с эмпирическим законом. D 40 мм, 1 - й состав. - Е0 1 МэВ, А - Е0 4 МэВ, о - Е0 10 МэВ. [3] |
Вероятность поглощения нейтронов в сцинтилляторе чрезвычайно мала. Можно с уверенностью сказать, что в этих условиях использование прямого моделирования неприемлемо. На рис. 3 и 4 приведены наиболее интересные зависимости. [4]
При такой скорости вероятность поглощения нейтронов делящимися атомами мала, поэтому мало сечение поглощения нейтронов, характеризующее эту вероятность. [5]
Здесь г з - средняя по максвелловскому спектру вероятность поглощения нейтрона в пробе при изотопном падении; 2ПОгл - усредненное по максвелловскому спектру макроскопическое сечение поглощения вещества пробы; X-4V / S, где 5 - площадь поверхности пробы; fv - параметр, зависящий от свойств окружающей пробу среды и практически не зависящий от поглощающих свойств пробы. [6]
Такой формулой, как мы знаем, определяется вероятность поглощения нейтрона свободным ядром. [7]
Так как их оболочки замкнуты, то добавляемый лишний нейтрон будет слабо удерживаться ядром, поэтому вероятность поглощения нейтронов такими ядрами мала. [8]
Этот анализ предполагает использование ЭВМ, куда предварительно вводят данные о потоке нейтронов, входящем внутрь стенки, данные о веществе стенки, а главное, вероятность того или иного пробега нейтрона до момента его взаимодействия с одним из ядер вещества стенки, вероятность поглощения нейтрона, вероятность рассеяния нейтрона на тот или иной угол. Затем происходит расчет судьбы какого-то наугад выбранного нейтрона с учетом упомянутых данных и всех вероятностей. Этот расчет выполняется с момента попадания нейтрона внутрь стенки вплоть до момента его выхода из игры. Такая процедура вычислений повторяется для второго наугад выбранного нейтрона, для третьего, четвертого и многих других. [9]
Поведение нейтрона при замедлении в среде, в которой содержатся как поглощающие, так и рассеивающие материалы, описывалось в § 2.1, а. Особенность ядерно-нейтронных процессов, имеющих место в таких средах, заключается в том, что при каждом столкновении нейтрона с ядром имеется конечная вероятность поглощения нейтрона. Таким образом, в процессе замедления нейтрон может выбыть из потока замедляющихся нейтронов н плотность замедления q ( E) уже не будет постоянной величиной в энергетической шкале. Этот процесс еще более усложняется, если среда содержит делящиеся материалы. [10]
Поэтому ученые вынуждены ограничиться упрощенной ( а значит приближенной) аналитической моделью, а для практических расчетов использовать метод Монте-Карло. Они вводят в компьютер данные о потоке нейтронов, входящем в стенку, данные о веществе стенки, а главное, ряд вероятностей, полученных на основе статистических измерений в сочетании с теоретическими расчетами. Сюда входят вероятность реализации той или иной длины пробега нейтрона от одного столкновения с ядром атома до другого, вероятность поглощения нейтрона при столкновении, вероятность его рассеяния на тот или иной угол. Затем ученые, используя быстродействующий компьютер, многократно разыгрывают судьбу отдельного нейтрона с учетом упомянутых данных и вероятностей. В итоге получают множество возможных траекторий нейтронов внутри защитной стенки - вроде тех, что схематически показаны на рисунке 3 в таблице 29 в книге Случайность, необходимость, вероятность. [11]
Количество энергии, выделяемой реактором, находится в прямой зависимости от ее расхода. За счет изменения температуры реактора происходит его саморегулирование. При интенсивном отводе тепла температура реактора понижается и увеличивается число медленных нейтронов. В этом случае вероятность поглощения нейтронов ядрами урана 235 повышается, что приводит к увеличенному выделению тепла реактором. Наоборот, при пониженном отведении тепла от реактора число медленных нейтронов и вероятность захвата их ядрами урана уменьшается. [12]
Оценим теперь выход радиоактивных изотопов при работе ядерных реакторов и сопоставим его с выходом, достижимым на ускорителях. Характеристикой работы ядерного реактора является его мощность, которая может быть вычислена из данных о процессе деления урана. В самом деле, известно, что кинетическая энергия разлетающихся осколков деления близка к 200 мэв, или 3 2 - Ю-4 эрг. В каждом акте деления U235 тепловыми нейтронами испускается в среднем 2 5 вторичных нейтрона. Можно считать, что один из них идет на поддержание цепной реакции, а 1 5 - поглощаются U238 с образованием в конечном счете плутония. Тогда образованию одного грамма плутония соответствует энергия в 14 000 киловатт-часов. Таким образом, реактор с относительно малой мощностью в 1000 квт уже может дать ежесуточно почти 2 грамма плутония и более одного грамма всевозможных осколков деления. Однако эти продукты работы реактора необходимо выделить из исходного материала - урана, причем, концентрация осколков деления и плутония весьма мала. Изотоп U235 составляет всего Vuo часть в естественной смеси изотопов урана. На самом же деле цепная реакция останавливается задолго до полного выгорания U235, как только вероятность захвата нейтронов ядрами U238 или их выхода за пределы реактора становится выше вероятности поглощения нейтронов ядрами U235, концентрация которых в ходе работы реактора убывает. Поэтому выделение граммов плутония производится не из сотен граммов, а из десятков и сотен килограммов урана. Таково же, примерно, и соотношение, количеств осколков деления и исходного урана. [13]
Страницы: 1