Semleges hőkezelés

A neutronok hőmérséklete a neutronok lassulása a moderátor atomjainak ütközésével . A termalizált neutronot termikus neutronnak vagy lassú neutronnak nevezik . Kinetikus energiája kisebb, mint 0,025 eV , sebessége pedig kevesebb, mint 2190 m / s . Így megkülönböztethető az úgynevezett gyors neutronoktól, amelyek energiája nagyobb, mint 0,907 MeV, és a sebesség nagyobb, mint 13 170 km / s . A köztes energiák spektrumáról azt mondják, hogy epitermikus.

A termikus neutronreaktor vagy a lassú neutronreaktor moderátorral lassítja a neutronokat a hasadási reakcióktól. Moderátor hiányában a reaktort gyors neutronreaktornak nevezzük .

Ennek a neutronlassító folyamatnak az a fő oka, hogy lehetővé teszi a neutronok kölcsönhatását az atomreaktor tüzelőanyagában lévő hasadó atomokkal ( urán 235 vagy plutónium 239 ) . Valójában, amikor egy hasadó atom eltörik egy termikus neutron abszorpciója után, két vagy három gyors neutron bocsát ki, amelyek sebessége összehasonlítható 20 000 km / s sebességgel ( 2 MeV nagyságrendű energia ). Ebben a sebességben nem valószínű, hogy egy másik hasadó atom elnyeli ezt a neutront, két okból:

egyrészt, ha ütközés van, akkor a hasadás kiváltásának valószínűsége alacsonyabb egy gyors neutron esetében (a keresztmetszet érzékelhetően 250-szer nagyobb termikus neutronnál, mint gyors neutronnál)
másrészt a gyors neutron nagyrészt egyenes vonalban halad és gyorsan elhagyja a reaktor magját, míg a termikus neutron véletlenszerű Brown-mozgást hajt végre , ami sokkal hosszabb pályát ad neki.

Éppen ezért egy atomerőműben előnyösebb a neutronok hőkezelését moderátor alkalmazásával végrehajtani , hogy a reaktor jobb hatékonyságot biztosítson.

Lassuló sokkok

Nyomás alatt álló vízreaktorban a hasadási neutronok átlagosan 19 300 km / s átlagsebességgel bocsátódnak ki , a hőkezelési sebesség 3,1 km / s , vagyis körülbelül 6 250-szer kisebb. Csaknem 30 sokkra van szükség a lassulás eléréséhez anélkül, hogy bármilyen rögzítés történne. A lassulás időtartama 4,2 × 10 −5 s nagyságrendű, ami nagyon gyors például a neutronok átlagos élettartamához (több mint 800 másodperc) vagy a késleltetett neutronok átlagos termelési idejéhez (több mint 10 másodperc) képest ).

Vegye figyelembe, hogy a nagyon kevés oxigén megkötése csak mérsékelten zavarja a víz vagy a nehéz víz hatásfokát, és kissé javítja az üzemanyag helyzetét.

Tiszta (fémes) uránnal csaknem 2000 sokkra van szükség a hőenergia összegyűjtéséhez, ami kevés esélyt hagy arra, hogy a neutron ne ragadja meg az uránt a 238-mal, így szemléltetést találunk a fény moderáló atomjainak szükségességére a reaktorban .

Tekintettel a testre	Átlagos sebesség csökkentési arányt per sokk = $\ varepsilon$	A hőkezeléshez szükséges sokkok átlagos száma	Megfigyelések
Hidrogén (tiszta)	0,636	19.	Elméleti eset
Oxigén (tiszta)	0,942	147	Elméleti eset
Könnyű víz	0,725	${\ displaystyle {\ color {Blue} 27}}$
Deutérium (tiszta)	0,710	26.	Elméleti eset
Nehézvíz	0,780	${\ displaystyle {\ color {Blue} 35}}$
Grafit	0,925	${\ displaystyle {\ color {Blue} 112}}$
Berillium	0,903	86
Cirkónium	0,989	804
Dúsított urán	0,996	2,086	Elméleti eset, kivéve egy kutatóreaktorban
Urán-oxid	0,960	212
Nátrium	0,959	204	T = 500 ° C

Demonstráció

Elemi sokk lassul

Az A tömegű maggal történő ütközés során a neutron látja, hogy kezdeti sebessége v 1 (E 1 energiája ) v 2-re (E 2 energia ) csökken . A v 2 értéke a sokk jellegétől függ (közvetlen vagy előfordulási gyakorisággal, például biliárdgolyók); megmutathatjuk, hogy a sokk utáni és előtti sebességek négyzetének aránya megegyezik:

${\ displaystyle \ left ({v_ {2} \ over v_ {1}} \ right) ^ {2} = {(A ^ {2} +2 \ alkalommal A \ times \ cos {\ phi} +1) \ több (A + 1) ^ {2}}}$ ϕ = a neutron eltérési szöge a tömegközéppont referenciakeretében mért kezdeti sebességhez képest.
ha a neutron alig térül el (ϕ = 0) ${\ displaystyle. \ qquad v_ {2} = v_ {1}}$
ha a neutron az érkezési irányába ugrik (azaz donc = π), akkor a v 2 sebesség minimális és egyenlő : ${\ displaystyle v_ {2} = v_ {1} \ szer \ balra ({A-1 \ felett A + 1} \ jobbra)}$
ha ezen felül A egyenlő 1-gyel (a hidrogénatom magja): a neutron egyetlen sokkban leállítható ${\ displaystyle \ left ({A-1 \ felett A + 1} \ jobb) = 0 \ qquad.}$

A v 2 sebesség átlagos értéke a lehetséges sokkok (közvetlen vagy beeső), tehát a valurák lehetséges értékeinek halmazán egyszerű összegzéssel kiszámítható

{\ displaystyle {{\ sqrt {A ^ {2} +2-szer A-szer \ alkalommal \ cos {\ phi} +1}} \ felett (A + 1)} \ qquad.}

a ϕ változója o-tól π-ig, például a trapéz módszer szerint.

Észrevettük ${\ displaystyle \ varepsilon = {v_ {2moy} \ v_ felett {1}}}$

Minél kisebb az A tömeg, annál alacsonyabb az ε értéke, annál jobban lelassul a neutron sokk során; a moderátor szükségszerűen egy könnyű atom (lásd a fenti táblázatot)

A víz (és a nehézvíz) esetében szintén figyelembe kell venni a hidrogénnél jóval nehezebb oxigén jelenlétét. A moderátor sokkjának 1/3-a oxigénnel jár. Az átlagos sebességcsökkenés a moderátor sokkja alatt:

{\ displaystyle \ varepsilon _ {water} = (\ varepsilon _ {H} ^ {2} \ times \ varepsilon _ {O}) ^ {1/3}}

{\ displaystyle \ varepsilon _ {heavy ~ water} = (\ varepsilon _ {D} ^ {2} \ times \ varepsilon _ {O}) ^ {1/3}}

Hasonlóképpen, egy UO2 tüzelőanyag esetében azt a két oxigénatomot is figyelembe kell venni, amelyhez az urán kémiailag kapcsolódik.

{\ displaystyle \ varepsilon _ {UO2} = (\ varepsilon _ {O} ^ {2} \ times \ varepsilon _ {U}) ^ {1/3}}

Lassuló sokkok száma

Nyomás alatt álló vízreaktorban a hasadási neutronok átlagos kinetikus energiát bocsátanak ki ( 4,8 MeV / hasadó neutron 2,47 ) = 1,943 3 MeV 19 282 m / s átlagos sebességgel ; a primer víz hőmérséklete (304,5 + 273,15) = 577,65 K ; a megfelelő hőenergia megéri:

577,65 × ( Boltzmann-állandó ) = 577,65 × 1,381 × 10 -23 J / K = 7,975 × 10 -21 J = 0,049 78 eV ; az ilyen mozgási energiájú neutronok sebessége 3,086 km / s . A hasadás és a hőkezelt neutronok közötti sebességcsökkentési arány tehát 3,086 / 19 282 = 0,000 160 05

A szükséges sokkok átlagos száma = n, az összefüggés megoldása:

{\ displaystyle \ varepsilon ^ {n} = 0 {,} 000 \, 160 \, 05}

honnan

{\ displaystyle n = {\ ln (0 {,} 000 \, 160 \, 05) \ over \ ln (\ varepsilon)}}

A hőkezelés késleltetése

A termizálódási idő értékeléséhez értékelni kell a termikus és gyors neutronok átlagos szabad vízben történő diffúziójának útját, amely megegyezik a makroszkopikus effektív diffúziós szakasz inverzével. Az ütések számának és sebességének ismeretében a késleltetést levezetjük:

A hidrogénatomok koncentrációja a vízben 304,5 ° C - 155 bar = 4,791 × 10 22 at / cm 3
Az oxigénatomok koncentrációja a vízben 304,5 ° C - 155 bar = 2,396 × 10 22 at / cm 3
A hidrogénatom mikroszkópos termikus diffúziós keresztmetszete = 20 istálló

Az oxigénatom keresztmetszetű mikroszkópos termikus diffúziója = 4 istálló

A víz diffúziójának makroszkopikus keresztmetszete = 1,054 1 cm −1
A termikus neutronok átlagos szabad útja a vízben = 1 / 1,0541 = 0,949 cm
A szabad menetidő hősebességen 3,074 × 10 −6 másodperc, azaz 27 ütés esetén kb. 8,35 × 10 −5 s
A hidrogénatom gyors diffúziójának mikroszkópos keresztmetszete = 4 istálló
Az oxigénatom gyors diffúziójának mikroszkópos keresztmetszete = 3 istálló
A vízben gyors neutronszórás makroszkopikus keresztmetszete = 0,263 5 cm −1
Gyors neutronok átlagos szabad útja a vízben = 1 / 0,2635 = 3,79 cm
A szabad sebesség gyors sebességgel 4,92 × 10 −10 s, azaz 27 ütés esetén körülbelül 1,34 × 10 −8 s

A lassulás időtartamát nagyjából megegyezik a talált két érték átlagával, nevezetesen: 4,2 E −5 s .

Megjegyzések és hivatkozások

Radioaktivitás , CNRS, edp Sciences
Ez lehet moderátor mag, szerkezetek vagy üzemanyag
Nátrium esetében a hőmérséklet 500 ° C a számítás elvégzéséhez