Нейтронның қимасы: ядролық физикадағы өзара әрекеттесу шамасы
Neutron cross section
Нейтронның қимасы: ядромен өзара әрекеттесу ықтималдығы. Белгілі бір ауданда нейтрон реакцияларын есептеуге, ядролық электр станциясының қуатын анықтауға көмектеседі.
Ағылшыншамен салыстырыңыз: абзацты басыңыз — түпнұсқа терезеде ашылады. Абзац астындағы EN түймесі оны мәтін ішінде көрсетеді.
Мазмұны
Кіріспе
Нейтронмен өзара әрекеттесу ықтималдығының өлшемі
Measure of neutron interaction likelihood
Ядролық физикада нейтронның қимасы тұжырымы, түсетін нейтрон мен нысана ядро арасындағы өзара әрекеттесу ықтималдығын көрсету үшін қолданылады. Нейтронның σ қимасы, см² өлшеммен берілетін аудан ретінде анықталады, онда орын алатын нейтрон ядролық реакциялардың саны, осы аудан арқылы өтетін түсетін нейтрондар саны мен нысана ядролар санының көбейтіндісіне тең болады. Нейтрон ағынымен бірге, ол реакция жылдамдығын есептеуге мүмкіндік береді, мысалы, ядролық электр станциясының жылу қуатын анықтау үшін. Киманы өлшеудің стандартты бірлігі – барн, ол 10⁻²⁸ м² немесе 10⁻²⁴ см²-қа тең. Нейтрон қимасы неғұрлым үлкен болса, нейтронның ядромен әрекеттесу ықтималдығы соғұрлым жоғары болады. Изотоп (немесе нуклид) оның нейтрон қимасына және түсетін нейтронға қатысты реакциясына қарай жіктелуі мүмкін. Нейтронды сіңіріп алып, ыдырауға ұшыраған немесе нейтронды өз ядросында сақтап қалатын нуклидтер нейтронды сіңіретін заттар болып табылады және олардың осы реакцияға арналған тұтқындау қимасы болады. Бөлінуге ұшырайтын изотоптар – бөлінуге жарамды отын және оларға сәйкес бөліну қимасы тән. Қалған изотоптар нейтронды шашыратады және шашырату қимасына ие болады. Кейбір изотоптар, мысалы, уран-238, үш қиманың да нөлден өзгеше мәніне ие. Шашырату қимасы үлкен және массасы төмен изотоптар жақсы нейтрондық тежегіштер болып табылады (төмендегі кестеге қараңыз). Егер олар бөлінуге жарамды болмаса немесе ыдырауға ұшырамаса, үлкен сіңіру қимасы бар нуклидтер нейтрондық улы заттар болып саналады. Ядролық реактордың реактивтілігін ұзақ мерзімді басқару және оның тоқтату шегін жақсарту үшін мақсатты түрде енгізілген улы зат жанғыш улы зат деп аталады.
In nuclear physics, the concept of a neutron cross section is used to express the likelihood of interaction between an incident neutron and a target nucleus. The neutron cross section σ can be defined as the area in cm2 for which the number of neutron nuclei reactions taking place is equal to the product of the number of incident neutrons that would pass through the area and the number of target nuclei. In conjunction with the neutron flux, it enables the calculation of the reaction rate, for example to derive the thermal power of a nuclear power plant. The standard unit for measuring the cross section is the barn, which is equal to 10−28 m2 or 10−24 cm2. The larger the neutron cross section, the more likely a neutron will react with the nucleus. An isotope (or nuclide) can be classified according to its neutron cross section and how it reacts to an incident neutron. Nuclides that tend to absorb a neutron and either decay or keep the neutron in its nucleus are neutron absorbers and will have a capture cross section for that reaction. Isotopes that undergo fission are fissionable fuels and have a corresponding fission cross section. The remaining isotopes will simply scatter the neutron, and have a scatter cross section. Some isotopes, like uranium 238, have nonzero cross sections of all three. Isotopes which have a large scatter cross section and a low mass are good neutron moderators (see chart below). Nuclides which have a large absorption cross section are neutron poisons if they are neither fissile nor undergo decay. A poison that is purposely inserted into a nuclear reactor for controlling its reactivity in the long term and improve its shutdown margin is called a burnable poison.
Нысана түріне тәуелділік
Нейтронның қимасы белгілі бір нысана бөлшегінің түрі үшін анықталады. Мысалы, дейтерий 2H-ның нейтронды ұстау қимасы, қарапайым сутек 1H-дан әлдеқайда кіші. Сондықтан кейбір реакторлар жеңіл судың орнына ауыр суды (оның ішінде сутегінің көп бөлігі дейтерий) модератор ретінде қолданады: орташа ортада нейтрондардың ұсталып қалуы аз болады, демек, байытылған уранның орнына табиғи уранды пайдалануға болады. Бұл CANDU реакторының жұмыс принципі.
The neutron cross section is defined for a given type of target particle. For example, the capture cross section of deuterium 2H is much smaller than that of common hydrogen 1H. This is the reason why some reactors use heavy water (in which most of the hydrogen is deuterium) instead of ordinary light water as moderator: fewer neutrons are lost by capture inside the medium, hence enabling the use of natural uranium instead of enriched uranium. This is the principle of a CANDU reactor.
Мақсатты температураға тәуелділік
Кесінділер әдетте 20 °C температурада өлшенеді. Ортаның (яғни нысананың) температурасына тәуелділігін ескеру үшін келесі формула қолданылады:
Cross sections are usually measured at 20 °C. To account for the dependence with temperature of the medium (viz. the target), the following formula is used:
мұнда σ – T температурадағы кесінді, ал σ0 – T0 температурадағы кесінді (T және T0 Кельвинмен). Энергия нейтронның ең мүмкін энергиясы мен жылдамдығы бойынша анықталады. Нейтрон популяциясы Максвелл таралымын құрайды, демек орташа энергия мен жылдамдық жоғары болады. Осыған сәйкес, 38-теңдеу бойынша кесіндіні есептеу кезінде 1/2√π Максвелл түзетуі де қосылуы тиіс.
where σ is the cross section at temperature T, and σ0 the cross section at temperature T0 (T and T0 in kelvins). The energy is defined at the most likely energy and velocity of the neutron. The neutron population consists of a Maxwellian distribution, and hence the mean energy and velocity will be higher. Consequently, also a Maxwellian correction term 1/2√π has to be included when calculating the cross section Equation 38.
Допплер кеңітуі
Нейтрондық резонанстардың Доплерлік кеңеюі өте маңызды құбылыс және ядролық реактордың тұрақтылығын арттырады. Көптеген термиялық реакторлардың жылдам температура коэффициенті ядролық Доплер эффектісіне байланысты теріс болады. Ядролар өздерінің жылу энергиясына (температурасына) байланысты үнемі қозғалыста болатын атомдарда орналасқан. Осы жылулық қозғалыстың нәтижесінде нысанаға келіп түскен нейтрондар нысанадағы ядроларға энергияның үздіксіз таралуы секілді болып көрінеді. Бұл өз кезегінде резонанстың байқалатын пішініне әсер етеді. Резонанс ядролар тыныш күйде болғандағыға қарағанда қысқарады және кеңейеді. Резонанстардың пішіні температураға байланысты өзгере тұрса да, резонанстың астындағы жалпы ауданы көбінесе тұрақты болып қалады. Бірақ бұл нейтрондардың сіңірілуінің тұрақты екенін білдірмейді. Резонанстың астындағы аудан тұрақты болғанымен, сіңіруді анықтайтын резонанс интегралы нысана температурасының жоғарылауымен артады. Бұл, әрине, k коэффициентін төмендетеді (теріс реактивтілік енгізіледі).
The Doppler broadening of neutron resonances is a very important phenomenon and improves nuclear reactor stability. The prompt temperature coefficient of most thermal reactors is negative, owing to the nuclear Doppler effect. Nuclei are located in atoms which are themselves in continual motion owing to their thermal energy (temperature). As a result of these thermal motions, neutrons impinging on a target appears to the nuclei in the target to have a continuous spread in energy. This, in turn, has an effect on the observed shape of resonance. The resonance becomes shorter and wider than when the nuclei are at rest. Although the shape of resonances changes with temperature, the total area under the resonance remains essentially constant. But this does not imply constant neutron absorption. Despite the constant area under resonance a resonance integral, which determines the absorption, increases with increasing target temperature. This, of course, decreases coefficient k (negative reactivity is inserted).