конспект по экспериментальной реакторной физике 4 курс. котов консп. Лекция 1 введение. Задачи нейтроннофизических экспериментов на реакторах и критических сборках
 Скачать 2.47 Mb.
|
САНКТ-ПЕТЕРБУРГСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ ПЕТРА ВЕЛИКОГО Экспериментальная ядерная физика Конспект лекций и практик Группа 3251401/70101 01.01.2021 Если ты не гомосек, подучи за 10 сек…. Содержание ЛЕКЦИЯ №1: ВВЕДЕНИЕ. ЗАДАЧИ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА РЕАКТОРАХ И КРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ ...... 6 Источники нейтронов.................................................................................................................................. 7 Ядерные реакторы ....................................................................................................................................... 9 ЛЕКЦИЯ №2.1: ПРИМЕРЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ КАК ИСТОЧНИКОВ НЕЙТРОНОВ ............................................................................ 11 I. Тяжеловодный реактор в Шатильоне (Франция) ................................................................................ 11 II. Водно-водяные реакторы (бассейные) ................................................................................................ 12 III. Импульсные реакторы ........................................................................................................................ 13 ИБР 30 ..................................................................................................................................................... 13 ИБР 2 ....................................................................................................................................................... 14 HPRR ....................................................................................................................................................... 14 Вывод .......................................................................................................................................................... 14 ЛЕКЦИЯ №2.2: МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ НЕЙТРОНОВ ......................... 15 Способы образования нейтроном заряженной частицы ........................................................................ 15 Детекторы заряженных частиц ................................................................................................................ 15 ЛЕКЦИЯ №3: МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ НЕЙТРОНОВ. МЕТОД ЯДЕР ОТДАЧИ .................................................................................................................... 15 Метод ядер отдачи ..................................................................................................................................... 15 Вычисление энергии ядра отдачи E яо через угол рассеяния φ и энергии нейтрона E n ................... 16 Энергия ядра отдачи (Формула) ........................................................................................................... 16 Вывод ...................................................................................................................................................... 17 Принцип регистрации 1 n с помощью ядер отдачи ............................................................................. 17 Эффективность регистрации ядер отдачи ........................................................................................... 17 Доля ядер отдачи в интервале энергий выше пороговой................................................................... 18 Случай толстого водородсодержащего слоя (пластины) ................................................................... 20 ЛЕКЦИЯ №4: МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ НЕЙТРОНОВ. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ С ОБРАЗОВАНИЕМ ЛЁГКИХ ЗАРЯЖЕННЫХ ЧАСТИЦ. КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ ............................................................................................. 22 Ядерные реакции для регистрации нейтронов ................................................................................... 22 I. Реакция на 10 5 B .................................................................................................................................... 22 Эффективность регистрации на 10 5 B .................................................................................................... 24 Эффективность камеры на твёрдом боре ............................................................................................ 26 Сцинтилляционные детекторы ............................................................................................................. 27 Камеры деления ..................................................................................................................................... 29 ЛЕКЦИЯ №5: ЭФФЕКТИВНОСТЬ РЕГИСТРАЦИИ КАМЕРЫ ДЕЛЕНИЯ (КД). УСТРОЙСТВА ДЛЯ РЕГИСТРАЦИИ ЗАРЯЖЕННЫХ ЧАСТИЦ И ГАММА-КВАНТОВ. ........................................................................ 30 Эффективность регистрации камер деления (КД) ............................................................................. 30 Некоторые устройства для регистрации заряженных частиц и гамма-квантов .............................. 31 Пропорциональный водородосодержащий счётчик для регистрации быстрых и промежуточных нейтронов ............................................................................................................................................... 34 Сцинтилляционные детекторы с органическими кристаллами для регистрации быстрых нейтронов ............................................................................................................................................... 35 Полупроводниковый детектор (ППД) для регистрации нейтронов ................................................. 36 Детекторы, основанные на замедлении нейтронов ............................................................................ 37 ЛЕКЦИЯ №6: АКТИВАЦИОННЫЙ МЕТОД РЕГИСТРАЦИИ .................. 40 1) Измерение потока электронов .......................................................................................................... 42 2) Спектрометрические измерения фотонов ....................................................................................... 42 ЛЕКЦИЯ №7: ИЗМЕРЕНИЕ СЕЧЕНИЙ И СКОРОСТЕЙ ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЙ. ................................................................................................................ 43 Измерение сечений реакции ..................................................................................................................... 43 Измерение сечения упругих рассеяний ............................................................................................... 44 Настройка детектора ............................................................................................................................. 45 Спектр нейтронов и усреднение сечений взаимодействий ................................................................... 46 Связь отношений сечений со скоростями ядерных реакций и изменением нуклидного состава ..... 46 ЛЕКЦИЯ №8: ИЗМЕРЕНИЕ ОТНОШЕНИЯ СЕЧЕНИЙ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР. ..................................................................................................................................... 50 Регистрация гамма-излучения радиоактивных продуктов деления ..................................................... 51 Измерение отношения сечения радиационного захвата к сечению деления ....................................... 52 ЛЕКЦИЯ №9: ИЗМЕРЕНИЕ ОТНОШЕНИЯ СЕЧЕНИЙ РАДИАЦИОННОГО ЗАХВАТА К СЕЧЕНИЮ ДЕЛЕНИЯ АБСОЛЮТНЫМ МЕТОДОМ. МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОСТАВА ТОПЛИВА ................................................................................................................. 55 Число случаев деления Pu-239 ................................................................................................................. 55 Облучение фольги урана........................................................................................................................... 56 Соотношение Nγ к Nf ................................................................................................................................ 56 Методы определения состава топлива .................................................................................................... 57 Точный метод ......................................................................................................................................... 57 Менее точные методы ........................................................................................................................... 57 Методы определения глубины выгорания тяжелых ядер ...................................................................... 57 3 метода измерения ............................................................................................................................... 58 Измерение числа тяжелых ядер ........................................................................................................... 58 Вывод ...................................................................................................................................................... 58 Массо-спектрометрический метод ....................................................................................................... 59 Измерение концентрации осколков деления с изотропным разбавлением ..................................... 59 ЛЕКЦИЯ №10: ОПРЕДЕЛЕНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА И КРИТИЧЕСКОЙ СБОРКИ .................. 61 Определение спектров 1 n .......................................................................................................................... 61 Требования к детекторам ...................................................................................................................... 61 Основные методы .................................................................................................................................. 61 Дифференциальные методы ................................................................................................................. 61 Необходимые методы для внутриреакторных измерений ................................................................. 62 Метод времени пролета (МВП) ............................................................................................................ 62 ЛЕКЦИЯ №11: МЕТОД ВРЕМЕНИ ПРОЛЁТА (МВП). РЕГИСТРАЦИЯ НЕЙТРОНОВ. .......................................................................................................... 68 Регистрация быстрых нейтронов ............................................................................................................. 68 Основные применяемые детекторы ..................................................................................................... 69 Измерение спектра медленных нейтронов .............................................................................................. 69 Определение спектров промежуточных нейтронов ............................................................................... 71 ЛЕКЦИЯ №12: ОПРЕДЕЛЕНИЕ СПЕКТРОВ НЕЙТРОНОВ МЕТОДОМ ПРОТОНОВ (ЯДЕР) ОТДАЧИ. ............................................................................ 72 Интегральный метод. ................................................................................................................................ 73 Активационный метод. ............................................................................................................................. 74 Методы оценки спектров нейтронов ....................................................................................................... 75 Метод спектральных индексов ................................................................................................................. 77 Оценка спектра быстрых 1 n ...................................................................................................................... 77 ЛЕКЦИЯ №13: ОЦЕНКА СПЕКТРОВ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ С ПОМОЩЬЮ ПОРОГОВЫХ ДЕТЕКТОРОВ. ОПРЕДЕЛЕНИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ И МОЩНОСТИ РЕАКТОРА ..................................................................................................................................... 78 Пороговые детекторы................................................................................................................................ 78 Особенность метода пороговых детекторов ........................................................................................... 79 Определение распределений энерговыделения и мощности реактора ................................................ 81 Задачи измерения энерговыделения в критических сборках ................................................................ 81 Особенность критических сборок ............................................................................................................ 81 Цель измерения энерговыделения в АЗ................................................................................................... 81 Основное требование в реакторе к детекторам ...................................................................................... 81 Косвенные методы измерения энерговыделения ................................................................................... 82 Баланс энергии, выделяемой при делении .............................................................................................. 82 Измерение распределения плотности делений ....................................................................................... 82 Эмиссионный детектор ............................................................................................................................. 82 Особенности Эмиссионного детектора ................................................................................................... 83 ЛЕКЦИЯ №14: ИЗМЕРЕНИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ (ПОЛНОГО И ОБУСЛОВЛЕННОГО ГАММА ИЗЛУЧЕНИЕМ). ОПРЕДЕЛЕНИЕ МОЩНОСТИ РЕАКТОРА. .................................................. 84 Калориметрический метод ....................................................................................................................... 84 Измерение энерговыделения обусловленного гамма-излучением. Ионизационный метод. ............. 86 Определение мощности реактора ............................................................................................................ 87 ЛЕКЦИЯ №15: НЕ ВЗЯТА. ................................................................................... 89 ЛЕКЦИЯ №16: ЭФФЕКТЫ РЕАКТИВНОСТИ СВЯЗАННЫЕ С ИЗМЕНЕНИЕМ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА. .... 90 Температурный коэффициент реактивности (ткр) ................................................................................. 90 Барометрический эффект реактивности .................................................................................................. 94 Мощностной эффект реактивности ......................................................................................................... 95 ОТВЕТЫ НА ВОПРОСЫ ...................................................................................... 98 Лекция №1: Введение. Задачи нейтронно-физических экспериментов на реакторах и критических сборках Нейтронно-физические процессы в АЗ во многом определяют технические и экономические параметры АЭС. Необходимые параметры: • Уровень обогащения топлива; • Критические размеры АЗ, реактора; • Реактивность; • Эффекты реактивности (связанные с изменением температуры и давления); • Воспроизводство ядерного топлива; • Распределение энерговыделения по объему реактора. Все эти процессы обсуждаются на стадии проектирования АЗ. Необходима небольшая погрешность при расчете, потому что она может ухудшить технические и экономические параметры в конечном итоге. Кроме расчетов подключают моделирование. С помощью моделирования оценивают параметры. Измеряются параметры с помощью нейтронно-физических измерений. Перед постройкой реактора, измерения проводят на критических сборках, чтобы сравнить расчеты с экспериментальными данными. (Критическая сборка – устройство, в котором происходит самоподдерживающаяся цепная реакция практически при нулевой мощности). Особенность нейтронно-физических измерений: существует очень много параметров, которые необходимо измерять, но в реальности измеряют лишь небольшое количество из них (базовые параметры: скорость реакции, изотопный состав (отработанного) топлива, спектр нейтронов по энергии). Источники нейтронов • Ядерные реакции; • Спонтанное деление ядер (два осколка, 1-2 нейтрона); Причина спонтанного деления ядер: туннельный эффект. Типы источников: 1. Облучение мишени на ускорителях заряженных частиц (p, d, α) – на легких ядрах. Реакции на легких ядрах: 𝐻 2 , 𝐻 3 , 𝐻𝑒, 𝐿𝑖, 𝐵𝑒 …. 𝑝 + 𝐿𝑖 3 7 → 𝑛 + 𝐵𝑒 4 7 Влияет направление движения нейтронов. Минус: необходим ускоритель. 2. (α, n) – реакция, α – распад тяжелых ядер. 𝛼 + 𝐵𝑒 4 9 → 𝑛 + 𝐶 6 12 , 𝑄 = 5,7 МэВ. 𝛼 + 𝐵𝑒 4 9 → 𝑛 + 𝐶 6 12∗ (= 4,4 МэВ на вызбуждение ядра углерода), 𝑄 = 1,3 МэВ. Это реакции, в которых в 1932 г. был обнаружен нейтрон. Наиболее вероятен второй тип реакций. Источники α – частиц: распад тяжелых ядер: 𝑅𝑎, 𝑃𝑜, 𝑃𝑢. 𝑅𝑎 → 𝑅𝑛 + 𝛼. Источником нейтронов является капсула: в центре тяжелое ядро, капсула окружена слоем Be. Толщина слоя должна быть много больше пробега α – частицы. • Ra + Be – источник: 𝐸 𝑚𝑎𝑥 𝑛 = 13 МэВ, 𝐸 𝑛 ̅̅̅̅ = 3,2 МэВ. Минус: очень большой выход гамма-квантов • Po + Be – источник: 𝐸 𝑚𝑎𝑥 𝑛 = 10,9 МэВ, 𝐸 𝑛 ̅̅̅̅ = 4,2 МэВ. Плюс: мало гамма-квантов, на один распад Po – 10 −5 гамма − квантов. Спектр нейтронов непрерывен со слабовыраженными пиками в 2-3-5 МэВ. Минус: 𝑇 1/2 𝑃𝑜 = 138 дней, поток нейтронов быстро уменьшается. • Pu + Be – источник: 𝐸 𝑚𝑎𝑥 𝑛 = 10 МэВ, 𝐸 𝑛 ̅̅̅̅ = 4 МэВ. Плюс: мало гамма-квантов, большой период полураспада (стабильность), минусов почти нет. 3. (γ, n) – реакция, фотонейтронные реакции. Облучение мишени пучков фотонов, испускается нейтрон, используют ядра 𝐻 2 , 𝐵𝑒 4 9 𝐸 𝑛 𝐸 𝛾 2 + 𝐸 𝛾 · 𝑐𝑜𝑠ϑ, где ϑ = угол между 𝛾 и 𝑛. На тысячу-десять тысяч гамма-квантов рождается один нейтрон => источник должен быть интенсивный. 4. Спонтанное деление. 𝐶𝑓 252 , 𝑇 1 2 2,6 лет, 𝐸 𝑛 ̅̅̅ 2,26 МэВ. На один акт деления рождается: 3,8 𝑛 + 3𝛾. Минус: сильное сопутствующее 𝛾 − излучение. Итог: различные источники нейтронов характеризуются различными потоками нейтронов, различные Φ, Φ(E), различные сопутствующие частицы, различные ϑ, Φ(T). 5. Ядерный реактор как источник нейтронов. Установка, в которой происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер. При делении образуются быстрые нейтроны: 𝐸 быстр 2 МэВ Спектр таких нейтронов непрерывен, поток можно описать эмпирической формулой: 𝛷(𝐸) = 0,77√𝐸 ∙ 𝑒 −𝐸/1,29 (формула для деления U235) Быстрые нейтроны замедляются, энергия уменьшается (в основном на легких ядрах). После того, как нейтроны становятся тепловыми, происходит установление равновесия. Спектр тепловых нейтронов – спектр Максвелла. |