Бос нейтронның кинетикалық энергиясы және түрлері

Кіріспе

Еркін нейтронның кинетикалық энергиясы

Нейтронды анықтау температурасы, сондай-ақ нейтрон энергиясы деп те аталады, бұл әдетте электрон вольтпен берілетін еркін нейтронның кинетикалық энергиясын көрсетеді. "Температура" термині қолданылу себебі, қызу, жылулық және суық нейтрондар белгілі бір температурадағы ортада баяулайды. Нейтрон энергиясының таралуы, жылулық қозғалысқа арналған Максвелл таралуына сәйкес келеді. Сапалық тұрғыдан алғанда, температура жоғарылаған сайын, еркін нейтрондардың кинетикалық энергиясы да артады. Нейтронның импульсі мен толқын ұзындығы де Броль қатынасы арқылы байланыстырылған. Баяу нейтрондардың ұзын толқын ұзындығы үлкен қимаға ие болуға мүмкіндік береді.

Термиялық

Термиялық нейтрон – шамамен 0.025 эВ (шамамен 4.0×10−21 Дж немесе 2.4 МДж/кг, сондықтан жылдамдығы 2.19 км/с) кинетикалық энергиясы бар бос нейтрон. Бұл 290 К (17 °C немесе 62 °F) температурасындағы ең мүмкін жылдамдыққа сәйкес келетін энергия, осы температура үшін Максвелл-Болцман таралуының ең жоғары нүктесі, Epeak = k T.

Осы температурада ортадағы (нейтрон жайластырғышы) ядролармен (шашырау) бірнеше соқтығысқаннан кейін, сіңірілмеген нейтрондар осы энергия деңгейіне жуықтайды. Термиялық нейтрондардың берілген нуклид үшін нейтронды сіңірудің тиімді қимасы жылдам нейтрондардан өзгеше және кейде әлдеқайда үлкен болады, сондықтан оларды атом ядросы оңай сіңіре алады, нәтижесінде химиялық элементтің ауыр, көбінесе тұрақсыз изотопы пайда болады. Бұл құбылыс нейтрондық белсенділік деп аталады.

Суық (жекеше) нейтрондар

Термиялық нейтрондардан энергиясы төмен (әлдеқайда төмен) нейтрондар. 5 меВ-тан кем. Салқын (баяу) нейтрондар салқын (CN), өте салқын (VCN) және ультра салқын (UCN) нейтрондарына бөлінеді, олардың әрқайсысы заттармен оптикалық өзара әрекеттесуі тұрғысынан ерекше қасиеттерге ие. Толқын ұзындығы ұзартылғанда (таңдалғанда) импульс алмасуының төмендеу шамалары қолжетімді болады. Сондықтан ірі масштабтар мен баяу динамиканы зерттеу мүмкін болады. Ультра салқын нейтрондар үшін гравитация да өте маңызды рөл атқарады. Дегенмен, UCN кез келген түсу бұрышында шағылысады. Бұл олардың импульсі материалдардың оптикалық потенциалымен салыстырылатындықтан болады. Бұл эффект оларды бөтелкелерде сақтауға және олардың негізгі қасиеттерін зерттеуге, мысалы, өмір сүру ұзақтығы, нейтрондық электрлік дипольдық моменті сияқтыларды зерттеуге пайдаланылады. Баяу нейтрондарды қолданудың негізгі шектеулері – ағынының аздығы және тиімді оптикалық құрылғылардың жетіспеуі (CN және VCN үшін). Бұл кемшілікті жою мақсатында тиімді нейтрондық оптикалық компоненттер жасалуда және оңтайландырылуда.

Жедел нейтронды реактор мен термиялық нейтронды реактордың салыстыруы

Көптеген бөліну реакторлары термиялық нейтрон реакторлары болып табылады, олар ядролық бөлінуден пайда болған нейтрондарды баяулату ("термалдау") үшін нейтрон модераторын қолданады. Модерация бөлінгіш ядролардың, мысалы, уран-235 немесе плутоний-239, бөліну қимасын едәуір арттырады. Сонымен қатар, уран-238 термиялық нейтрондарды тұтқындау қимасының әлдеқайда төмен болуы, нәтижесінде көбінесе нейтрондар бөлінгіш ядролардың бөлінуіне және тізбекті реакцияны таратуға мүмкіндік береді, 238U-ға тұтқындалудың орнына. Осы әсерлердің үйлесімі жеңіл су реакторларына төмен байытылған уранды пайдалануға мүмкіндік береді. Ауыр су реакторлары және графитпен модерацияланған реакторлар тіпті табиғи уранды қолдана алады, себебі бұл модераторлардың нейтронды тұтқындау қималары жеңіл суға қарағанда әлдеқайда төмен. Отынның температурасының артуы Доплер кеңдеуі арқылы уран-238-дің термиялық нейтрондарды сіңіруін арттырады, реакторды басқаруға көмектесетін теріс кері байланыс тудырады. Егер салқындатқыш та сонымен қатар модерация мен сіңіруге (жеңіл су немесе ауыр су) үлес қосса, онда салқындатқыштың қайнауы модератор тығыздығын төмендетіп, реактордың жетіспеуші немесе артық модерацияланғандығына байланысты оң немесе теріс кері байланыс (оң немесе теріс бос коэффициент) тудыруы мүмкін. Көптеген отындар үшін орташа энергиялы нейтрондардың бөліну/тұтқындау қатынасы жылдам немесе термиялық нейтрондарға қарағанда нашарлайды. Торий циклының уран-233-і бұған ерекшелік жасайды, ол барлық нейтрон энергияларында жақсы бөліну/тұтқындау қатынасына ие. Жылдам нейтронды реакторлар реакцияны жалғастыру үшін модерацияланбаған жылдам нейтрондарды қолданады және отынның құнарлы материалға қарағанда (уран-238) бөлінгіш материалдың жоғары концентрациясын қамтуын талап етеді. Дегенмен, жылдам нейтрондар көптеген нуклидтер үшін жақсы бөліну/тұтқындау қатынасына ие, және әрбір жылдам бөліну нейтрондардың көп санын шығарады, сондықтан жылдам көбейтуші реактор тұтынылатыннан гөрі көбірек бөлінгіш отынды "өсіруге" потенциалы бар. Жылдам реакторды басқару тек Доплер кеңдеуіне немесе модератордың теріс бос коэффициентіне ғана сүйене алмайды. Алайда, отынның термиялық кеңеюі жылдам теріс кері байланыс бере алады. Көптен бері болашақтың толқыны деп күтіліп келген жылдам реакторларды дамыту, уран нарығындағы төмен бағаларға байланысты Чернобыль апатынан бері ондаған жылдар бойына тек бірнеше реакторлар салынғандықтан, жақында ғана жаңа серпіліс алды, бірнеше Азия елдері келесі бірнеше жылда үлкен прототиптік жылдам реакторларды аяқтауды жоспарлап отыр.

Most fission reactors are thermal neutron reactors that use a neutron moderator to slow down ("thermalize") the neutrons produced by nuclear fission. Moderation substantially increases the fission cross section for fissile nuclei such as uranium 235 or plutonium 239. In addition, uranium 238 has a much lower capture cross section for thermal neutrons, allowing more neutrons to cause fission of fissile nuclei and propagate the chain reaction, rather than being captured by 238U. The combination of these effects allows light water reactors to use low enriched uranium. Heavy water reactors and graphite moderated reactors can even use natural uranium as these moderators have much lower neutron capture cross sections than light water. An increase in fuel temperature also raises uranium 238's thermal neutron absorption by Doppler broadening, providing negative feedback to help control the reactor. When the coolant is a liquid that also contributes to moderation and absorption (light water or heavy water), boiling of the coolant will reduce the moderator density, which can provide positive or negative feedback (a positive or negative void coefficient), depending on whether the reactor is under or over moderated. Intermediate energy neutrons have poorer fission/capture ratios than either fast or thermal neutrons for most fuels. An exception is the uranium 233 of the thorium cycle, which has a good fission/capture ratio at all neutron energies. Fast neutron reactors use unmoderated fast neutrons to sustain the reaction, and require the fuel to contain a higher concentration of fissile material relative to fertile material (uranium 238). However, fast neutrons have a better fission/capture ratio for many nuclides, and each fast fission releases a larger number of neutrons, so a fast breeder reactor can potentially "breed" more fissile fuel than it consumes. Fast reactor control cannot depend solely on Doppler broadening or on negative void coefficient from a moderator. However, thermal expansion of the fuel itself can provide quick negative feedback. Perennially expected to be the wave of the future, fast reactor development has been nearly dormant with only a handful of reactors built in the decades since the Chernobyl accident due to low prices in the uranium market, although there is now a revival with several Asian countries planning to complete larger prototype fast reactors in the next few years.