Нужна помощь в написании работы?

Один из важнейших источников нейтронов – процесс деления наиболее тяжелых ядер, который сопровождается испусканием быстрых нейтронов. Для этих целей используются ядерные реакторы. Реакторы подразделяются на энергетические (для получения энергии), исследовательские (для исследований по ядерной и нейтронной физике и испытания материалов) и воспроизводящие (для получения ядерного горючего). Часто один и тот же реактор используется для выполнения различных функций.

Реакторы также бывают гетерогенные (ядерное горючее распределено в активной зоне дискретно, в виде решетки) и гомогенные (ядерное горючее и замедлитель используются в виде однородной смеси, раствора, суспензии).

Еще реакторы подразделяются по тому, на каких нейтронах идет процесс деления (тепловые, промежуточные, быстрые).

Источником нейтронов в реакторе является реакция деления, поэтому спектр появляющихся в реакторе нейтронов – спектр нейтронов деления  или .

Сталкиваясь с ядрами конструкционных материалов и замедлителя, нейтроны теряют энергию и в большинстве случаев достигают тепловых скоростей прежде, чем снова окажутся захваченными. Значит, внутри реактора на расстояниях от урановых блоков, сравнимых со средним пробегом быстрых нейтронов в замедлителе, имеются как быстрые так и медленные нейтроны, т.е. нейтроны всех скоростей, начиная от самой малой – тепловой и кончая максимальной порядка 15 МэВ.

Распределение по скоростям в тепловой области довольно хорошо совпадает ч распределением Максвелла.

 где N() – число нейтронов со скоростями около  в интервале , k – постоянная,  - средняя квадратичная скорость теплового движения.

Внимание!
Если вам нужна помощь в написании работы, то рекомендуем обратиться к профессионалам. Более 70 000 авторов готовы помочь вам прямо сейчас. Бесплатные корректировки и доработки. Узнайте стоимость своей работы.

В области скоростей, больших чем тепловые,  приблизительно обратно пропорционально квадрату скорости, т.е. энергии нейтрона:

Спектр нейтронов в реакторе на тепловых нейтронах очень широк. В нем выделяют три компоненты – тепловые, эпитепловые (резонансные) и быстрые нейтроны.

распределение максвелла.jpg

Рисунок 3 Распределение Максвелла


спектр нейтронов реактора.gif

Рисунок 4 Типичный спектр нейтронов реактора на тепловых нейтронах.

Тепловые нейтроны – это нейтроны с энергией <0,5 эВ. Они находятся в тепловом равновесии с атомами материала реактора. При комнатной температуре они имеют энергетическое распределение Максвелла – Больцмана со средней энергией 0,025 эВ и наиболее вероятной скоростью 2200 м/c. Как правило, 90-95% нейтронного потока составляют тепловые нейтроны. Реактор мощностью 1 МВт обеспечивает нейтронный поток .

Доля быстрых нейтронов (>0,5 МэВ) в реакторе составляет ~5%. Они вызывают реакции (n,p), (n,n’) и (n,2n)  и практически не вызывают реакции (n,γ).

Реакторы на быстрых нейтронах типа БР разрабатывались как экспериментальные установки. В качестве топлива использовался монокарбид урана, в качестве теплоносителя – натрий. Отражатель нейтронов выполнен из тонкого слоя природного урана и более толстого слоя никеля.

спектр нейтронов реактора на быстрых нейтронах.jpg

Рисунок 5 Спектры нейтронов, измеренные в каналах реактора на быстрых нейтронах

Из примеров видно, что спектры нейтронов зависят от устройства реакторов. Даже для одного типа реакторы спектры нейтронов внутри экспериментальных устройств различны. Поэтому говорить о типичном спектре какой-либо конструкции реактора можно лишь условно. Создаются специальные опорные облучательные установки на базе исследовательских реакторов. Поле нейтронов внутри такой установки должно быть хорошо известно, а спектр рассчитан и измерен несколькими способами.

Исследовательские реакторы

Первый реактор был создан под руководством Э.Ферми в 1942 г. В Чикаго. Первый реактор, предназначенный для пучковых исследований (HFBR), был создан в 1965 г. В Брукхэйвене. Сегодня в мире работает несколько десятков исследовательских реакторов. Характеристики реакторов, некоторые из которых уже выведены из эксплуатации, отражены на таблице 3

Таблица 3. Некоторые исследовательские ядерные реакторы с непрерывным потоком.

Реактор

Мощность, МВт

Поток×, нейтр.

ПИК, Гатчина, Россия

100

45

HFIR, Ок-Ридж, США

100

30

HFR-ILL, Гренобль, Франция

58

15

HFBR, Брукхэйвен, США

60

9

FRM-2, Мюнхен, ФРГ

20

8

NRU, Чок-Ривер, Канада

125

3

ORPHEE, Сакле, Франция

14

2,5

JRR-3M, Ибараки, Япония

20

2

Dhruva, Бомбей, Индия

100

2

ИР-8, Москва, Россия

8

1

BER-II, Берлин, ФРГ

10

1

.

Для использования времяпролетной методики на стационарных реакторах устанавливаются прерыватели. С помощью двух прерывателей возможно формирование монохроматического пучка нейтронов. Первый прерыватель служит для получения импульсного пучка. Второй, установленный на некотором расстоянии от первого – для его монохроматизации. Нейтроны больших энергий долетают до второго прерывателя быстрее, чем нейтроны меньших энергий. Подобрав соответствующим образом скорости вращения прерывателе, можно добиться ситуации, когда второй прерыватель будет пропускать нейтроны только в определенном энергетическом диапазоне. На реакторе ПИК (ПИЯФ) механический монохроматор состоит из четырех однотипных модулей, которые размещены вдоль коллимированного пучка нейтронов. Каждый модуль представляет собой ротор, изготовленный из прочного стального сплава. Энергетическое разрешение прибора зависит от скорости вращения роторов и энергии пропускаемых нейтронов. В частности, при скорости 15000 об./мин и энергии нейтронов Е=1 эВ, на которую настроен монохроматор, .

Ядерные реакторы с непрерывным потоком нейтронов имеют ограничения по потоку, связанные в основном с проблемой охлаждения. В импульсных реакторах при той же средней мощности выход используемых для исследований нейтронов многократно возрастает. В последнее время число исследовательских реакторов уменьшается, и будущее интенсивных нейтронных источников связано с использованием ускорителей.

Импульсные реакторы

В импульсных реакторах цепная реакция развивается на мгновенных нейтронах. С помощью так называемых модуляторов реактивности реактор на короткий промежуток времени (от ) переводится в надкритическое состояние, когда коэффициент размножения нейтронов без учета запаздывающих нейтронов k>1. В реакторе быстро развивается цепная реакция деления. Затем реактор переводится в подкритическое состояние и процесс затухает. В результате генерируются импульсные нейтронные потоки большой интенсивности. Управлять критичностью реактора с помощью мгновенных нейтронов опасное занятие. «Проводить такие эксперименты – все равно, что щекотать хвост спящего дракона!» – сказал Р. Фейнман.

Говорят, что в 40-х гг. импульсный реактор в Лос-Аламосе работал следующим образом. Сверху в вертикальную трубу бросали кусок плутония или урана, который пролетал мимо другого куска ядерного материала. На какое-то время общая масса превышала критическую и генерировался мощный поток нейтронов. Современные импульсные реакторы – более сложные системы и безопасности их эксплуатации уделяется большое внимание.

Различают три типа импульсных реакторов: самогасящиеся импульсные реакторы, периодические импульсные реакторы и бустеры.

В самогасящихся импульсных реакторах цепная реакция деления гасится за счет отрицательной обратной связи различных процессов, связанных с выделяющимся теплом, с коэффициентом размножения нейтронов. Одним из первых импульсных реакторов был однократный реактор на быстрых нейтронах «Леди Годива» созданный в 1951 г. в Лос-Аламосской лаборатории в США. Длительность нейтронных импульсов в таких реакторах – от нескольких десятков микросекунд до нескольких секунд. Частота повторения импульсов невелика (один импульс в час, а то и 2-3 раза в сутки) и определяется временем, необходимым для охлаждения реактора. В импульсе до ∼1018 нейтронов (ЯГУАР в ВНИИТФ, Снежинск).

В периодических импульсных реакторах нейтронные импульсы инициируются и гасятся за счет периодического движения части активной зоны, части отражателя либо замедлителя. В периодическом – мощность в каждом импульсе меньше, чем в однократном.

Первый периодический импульсный реактор ИБР-1 (импульсный быстрый реактор) был запущен в ОИЯИ (Дубна) в 1960 г. Идея ИБР-1 была предложена Д.И. Блохинцевым: между двумя частями плутония вращается диск с урановым вкладышем. При совпадении всех трех частей возникает мощная цепная реакция, которая быстро затухает. По поводу этого реактора Н. Бор сказал: «Я восхищен мужеством людей, решившихся на сооружение такой замечательной установки!» Д.И. Блохинцев считал, что эксплуатировать импульсный реактор – то же самое, что дразнить тигра в клетке (практически безопасно).

В дальнейшем в ОИЯИ был построен более мощный импульсный реактор ИБР-2 (официальная эксплуатация с 1984 г.). Схема этого реактора приведена на рисунке 6.

Подпись: Рисунок 6 Схема реактора ИБР-2импульсный реактор.jpg

1 – активная зона;

2 – стационарный отражатель;

3 – канал для мишени ускорителя и облучения образцов;

4 – замедлитель-вода;

5 – основной подвижный отражатель;

6 – дополнительный подвижный отражатель;

7 – замедлитель-вода.

Активная зона ИБР-2 объемом 22 л содержит 82 кг двуокиси плутония и охлаждается жидким натрием. Модуляция реактивности осуществляется с помощью подвижного отражателя. С момента пуска работал стальной отражатель, который состоял из двух частей: основной и вспомогательной (так называемый «трезубец»). Эти две части вращались с разными скоростями (1500 и 300 об./мин) около активной зоны. Когда они оказывались одновременно напротив зоны, генерировался нейтронный импульс. «Трезубцы» работали до 2003 г. В 2004 г. был пущен новый решетчатый отражатель из никелевого сплава, который состоит из двух частей, вращающихся в противоположных направлениях с медленной скоростью (600 об./мин). Длительность импульса мощности при этом сохраняется. Этот отражатель будет работать и на модернизированном реакторе ИБР-2М.

Усредненная мощность ИБР-2 составляет 2 МВт; мощность в импульсе – 1500 МВт. Импульсы тепловых нейтронов длительностью ∼300 мкс испускаются с периодом в 5 Герц, нейтронный поток в импульсе на поверхности модератора – 5·1015 нейтронов/(см2·с).

Исследовательский импульсный реактор ИБР-2 является одним из самых эффективных в мире источников для исследований на выведенных пучках медленных нейтронов.

Надо сказать, что периодические импульсные реакторы строились и эксплуатировались только в СССР и России, несмотря на то, что проекты таких реакторов разрабатывались и в других странах. В первую очередь это связано с проблемой безопасности эксплуатации. Не зря от момента постройки до официального пуска ИБР-2 (1978-1984) прошло почти столько же времени, как от начала его проектирования до постройки (1966-1978).

В бустере мишень-конвертер из тяжелого металла помещена в подкритическую сборку. Импульс мощности инициируется импульсом нейтронов от внешнего источника. В качестве внешних источников используются сильноточные ускорители электронов (30 – 200 МэВ). Электроны из ускорителя рождают в мишени тормозные гамма-кванты, которые в свою очередь вызывают фотоядерные реакции (γ,xn). Фотоядерные нейтроны инициируют цепную реакцию в сборке, что приводит к увеличению потока нейтронов в 10-30 раз. После выключения внешнего источника размножение нейтронов прекращается. В супербустере есть возможность модуляции реактивности в размножающей мишени.

В бустере ИРЕН (источник резонансных нейтронов) (ОИЯИ) линейный электронный ускоритель ЛУЭ-200 имеет длительность импульсов 250 нс, значение тока электронов в импульсе ∼1,5 А, частоту следования импульсов 150 Гц, энергию электронов ∼200 МэВ. Мишень-конвертер – вольфрам. Конвертер окружает оболочка из 239Pu в состоянии глубокой подкритичности. Длительность нейтронного импульса 400 нс, интегральный выход нейтронов ∼9·1014 н/с.

Получить выполненную работу или консультацию специалиста по вашему учебному проекту
Узнать стоимость
Поделись с друзьями