Кинетическая энергия свободных нейтронов и их классификация

Введение

Кинетическая энергия несвязанного нейтрона

Температура детектирования нейтронов, также называемая энергией нейтронов, характеризует кинетическую энергию свободного нейтрона, обычно измеряемую в электрон-вольтах. Термин "температура" используется, поскольку горячие, тепловые и холодные нейтроны замедляются в среде с определенной температурой. Распределение энергии нейтронов при этом приближается к распределению Максвелла, известному для теплового движения. Качественно, чем выше температура, тем выше кинетическая энергия свободных нейтронов. Импульс и длина волны нейтрона связаны соотношением де Бройля. Большая длина волны медленных нейтронов обуславливает большое сечение взаимодействия.

Тепловой

Термический нейтрон — это свободный нейтрон с кинетической энергией около 0,025 эВ (около 4,0×10−21 Дж или 2,4 МДж/кг, что соответствует скорости 2,19 км/с). Эта энергия соответствует наиболее вероятной скорости при температуре 290 К (17 °C или 62 °F) — моды распределения Максвелла — Больцмана для этой температуры, Epeak = k T.

После ряда столкновений с ядрами (рассеяния) в среде (нейтронном модераторе) при этой температуре нейтроны, которые не поглощаются, достигают примерно этого энергетического уровня. Тепловые нейтроны имеют отличное, а иногда и значительно большее эффективное сечение поглощения нейтронов для данного нуклида, чем быстрые нейтроны, и поэтому часто поглощаются атомным ядром легче, образуя более тяжелый, часто нестабильный изотоп химического элемента. Это явление называется нейтронной активацией.

Холодные (медленные) нейтроны

Нейтроны с энергией ниже (значительно ниже), чем у тепловых нейтронов. Менее 5 мэВ. Холодные (медленные) нейтроны подразделяются на холодные (CN), очень холодные (VCN) и сверххолодные (UCN) нейтроны, каждый из которых характеризуется специфическими оптическими взаимодействиями с веществом. С увеличением (выбором) длины волны становятся доступными меньшие значения обмена импульса. Это позволяет изучать более крупные масштабы и более медленные процессы. Гравитация также играет очень важную роль в случае UCN. Тем не менее, UCN отражаются под любыми углами падения. Это происходит потому, что их импульс сопоставим с оптическим потенциалом материалов. Этот эффект используется для удержания их в ловушках и изучения фундаментальных свойств, таких как время жизни, электрический дипольный момент нейтрона и т.д. Основными ограничениями при использовании медленных нейтронов являются низкий поток и недостаток эффективных оптических элементов (в случае CN и VCN). Для решения этой проблемы разрабатываются и оптимизируются эффективные нейтронные оптические компоненты.

Сравнение реактора с быстрыми и термонейтронными реакторами

Большинство ядерных реакторов являются тепловыми нейтронными реакторами, использующими нейтронный замедлитель для замедления ("термализации") нейтронов, образующихся при ядерном делении. Замедление существенно увеличивает сечение деления для делящихся ядер, таких как уран-235 или плутоний-239. Кроме того, уран-238 имеет гораздо меньшее сечение захвата для тепловых нейтронов, что позволяет большему числу нейтронов вызывать деление делящихся ядер и поддерживать цепную реакцию, а не поглощаться ураном-238. Сочетание этих эффектов позволяет реакторам на легкой воде использовать низкообогащенный уран. Реакторы на тяжелой воде и графитозамедлители могут даже использовать природный уран, поскольку эти замедлители имеют гораздо меньшее сечение захвата нейтронов, чем легкая вода. Повышение температуры топлива также увеличивает поглощение тепловых нейтронов ураном-238 за счет доплеровского уширения, обеспечивая отрицательную обратную связь для контроля реактора. Когда теплоноситель является жидкостью, которая также вносит вклад в замедление и поглощение (легкая или тяжелая вода), кипение теплоносителя снижает плотность замедлителя, что может привести к положительной или отрицательной обратной связи (положительному или отрицательному коэффициенту пустотности) в зависимости от того, является ли реактор недостаточно замедленным или перезамедленным. Нейтроны промежуточной энергии имеют худшее отношение деления к захвату, чем быстрые или тепловые нейтроны для большинства видов топлива. Исключением является уран-233 из ториевого цикла, который имеет хорошее отношение деления к захвату при всех энергиях нейтронов. Быстрые нейтронные реакторы используют не замедленные быстрые нейтроны для поддержания реакции и требуют, чтобы топливо содержало более высокую концентрацию делящегося материала по сравнению с воспроизводимым материалом (уран-238). Однако быстрые нейтроны имеют лучшее отношение деления к захвату для многих нуклидов, и каждое быстрое деление высвобождает большее количество нейтронов, поэтому реактор-размножитель может потенциально "размножать" больше делящегося топлива, чем потребляет. Контроль быстрого реактора не может основываться исключительно на доплеровском уширении или на отрицательном коэффициенте пустотности от замедлителя. Однако тепловое расширение самого топлива может обеспечить быструю отрицательную обратную связь. Несмотря на то, что быстрые реакторы постоянно считались реакторами будущего, их разработка почти замерла, и за десятилетия после Чернобыльской аварии было построено лишь несколько реакторов из-за низких цен на уран, хотя в настоящее время наблюдается возрождение, и несколько азиатских стран планируют завершить строительство крупных прототипов быстрых реакторов в ближайшие несколько лет.

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.