Источники Нейтронов

0,064

1,148

0,286

1,881

1,646

0,030

1,920

0,120

-энергия нейтронов, излученных вперед при =.

То есть с помощью реакции можно получить моноэнергетические нейтроны, излученные в направлении вперед, начиная с энергии 120 кэв. Моноэнергетические нейтроны более низких энергий излучаются по другим направлениям, за исключением нейтронов с энергией 30кэв, которые точно соответствуют порогу реакции. Для данный энергии протонов

уменьшается непрерывно при возрастании и. Выход нейтронов также быстро падает, поэтому использование нейтронов, излученных в обратном направлениях, представляет значительные трудности.

В принципе с помощью этих реакции можно получать нейтроны со сколь угодно малой энергией. Но практически нижний предел ограничивается 5 кэв.

Дело в том, что интенсивность нейтронов рассеянных назад очень низка. Рассеяние значительно более интенсивного потока нейтронов, направленных вперед, даже в небольших деталях установка может повести к существенным нарушениям чистоты спектра нейтронов, наблюдаемых под большими углами. Это и создает трудности.

В связи с этим более удобными для получения нейтронов малой энергии

кэв и ниже является реакции (p, n) с более тяжелыми ядрами. Минимальная энергия нейтронов, вылетающих вперед, в этом случае оказывается ниже, а угловое распределение более равномерным. Благодаря этому уже при наблюдении под углом и= можно получить относительно медленные нейтроны, и наблюдение под большими углами не усложняется рассеянием нейтронов, вылетающих вперед в такой степени, как в реакциях с легкими элементами.

Примером таких реакции являются:

(

(p,n) Q=-2,840 мэв 2,904 мэв 5,49 кэв

Q=-1,536мэв 1,567мэв 2,3кэв

Но с увеличением Z, увеличивается кулоновский барьер, поэтому эти реакции имеют очень малый выход нейтрона, поэтому для получения быстрых нейтронов эти реакции не представляют интереса.

Но вернемся к реакциям и

При энергии =2,378мэв конечно ядро в реакции оказывается в возбужденном состоянии (энергия излученного вперед нейтрона =650 кэв).

+p+n-2,076 мэв +г+430кэв.



При более высоких энергиях появляется группа нейтронов с малой энергией, соответствующей этой реакции: интенсивность этой группы непрерывно возрастает до величины, составляющей 10% интенсивности основной группы (при Е=5мэв).

С помощью реакции можно получить нейтроны (моноэнергетические) до 650 кэв .

Ядра не имеет и возбужденных состояний. По этой причине T(p,n)-реакция дает возможность получать нейтроны, энергии которых лежат в довольно широком диапазоне (вплоть до 4мэв). При энергиях протонов начинают играть роль вторичные процессы (например реакции Т+р.

Реакция

Реакция является простейшей из реакций фоторасщепления ядра. При небольшой энергии лучей она оказывается наиболее вероятной или даже единственно возможной. Но возможны также фоторасщепления ядра с вылетом заряженных частиц, т.е. реакции типа и т.п. При небольшой энергии лучей эти реакции менее вероятны, т.к. вылету из ядра заряженной частицы препятствует потенциальный кулоновский барьер. С увеличением энергии лучей вероятности реакций и выравниваются по мере того, как увеличивается энергия фотопротонов и, следовательно, растет проницаемость потенциального барьера. При энергии лучей ~100 мэв возможны более сложные фоторасщепления ядра с вылетом нескольких нейтронов или заряженных частиц или тех и других одновременно, т.е. реакции типа и т.п.

Реакция всегда эндотермична, т.к. суть её состоит в вырывании из ядра связанного в нем нейтрона.

Энергия реакции равна энергии связи нейтрона в ядре (по абсолютному значению).

Значение порога очень близко к значению энергии реакции.

является небольшой поправкой, и пользуясь тем, что и близки по асболютному значению, можно заменить на .

несколько мэв, а несколько Гэв, поэтому отличие и Q по абсолютной величине - ~ десятых долей процента, т.е. ~ киловольта. Например, для дейтерия

1,3 кэв

Практически почти всегда можно считать порог фоторасшепления равным энергии связи частицы в ядре.

Среди стабильных ядер наименьшими значениями энергии связи нейтрона отличаются и . Эти элементы и употребляются в качестве мишеней для получения фотонейтронов, когда источниками лучей служат радиоактивные препараты. Только у Be и Д энергия связи лежит внутри интервала энергий лучей, испускаемых радиоактивными ядрами при их распаде. В качестве излучателей используются различные естественные и искусственные радиоактивные изотопы, дающие монохроматические лучи.

Энергия нейтрона довольно слабо зависит от угла вылета , т.к. импульс кванта, передаваемый ядру мал, и следовательно, мала скорость центра инерции. Точную связь между и можно получить из законов сохранения:

Последний член в этой формуле определяет зависимость энергий нейтрона от . Если пренебречь малыми членами

, , , ,

то с достаточной во многих случаях точностью, приближенное значение энергии нейтрона:

Оценим коэффициент при . Доля излучения в реакции на дейтерии этот коэффициент равен 33 кэв.

.

Следовательно, энергия получаемых нейтронов: . В реакции на Be:

В первом случае относительное изменение энергии в зависимости от угла вылета укладывается в пределах , во втором случае относительное изменение энергии с углом -

Таким образом, нейтроны, получаемые в радиоактивных источниках, если даже в них используются монохроматические лучи, являются квазимонохроматическими, если направление их не выделено.

Монохроматичность фотонейтронов, помимо угловой зависимости, нарушается ещё одним неизбежным обстоятельством. Т.к. для получения заметного выхода фотонейтронов приходится применять толстые слои Be или , а оба эти вещества являются хорошими замедлителями, то всякий реальный источник будет испускать наряду с первичными нейтронами, возникшими непосредственно в реакции, также нейтроны замедлившиеся. Очевидно, чем больше толщина слоя вещества, тем меньше замедляющихся нейтронов. В связи с этим для получения монохроматических нейтронов необходимо применять толщины, малые по сравнению со средней длиной пробега нейтронов.

Монохроматичность нейтронов нарушается также рассеянием квантов в веществе, что становится существенным при больших толщинах мишени.

В качестве излучателей используются обычно - искуственные радиоактивные изотопы. Хотя излучателей много, большинство из них не выдерживает требований, предъявляемых к ним:

1)

2)

3) линия должна быть монохроматичной.

Как видно из схемы распада сурьмы, только одна линия у него 1,69 мэв превышает , поэтому можно считать Sb - монохроматическим источником г-лучей для Sb - Be - нейтронного источника.

Из уравнения следует, что при

Экспериментально было получено

Недостатком радиоактивных источников является большой -фон, малый выход . Такой источник испускает во много раз больше лучей, чем нейтронов. Поэтому при работе с фотонейтронными источниками следует принимать необходимые меры предосторожности по защите от жесткого излучения.

Радиоактивные источники довольно широко использовались в 30-х годах, когда других источников монохроматных нейтронов было недостаточно. В настоящее время благодаря развитию техники получения монохроматных нейтронов большой мощности управляемой энергией в и реакциях фотонейтронные источники применяются мало. Они главным образом используются как небольшие лабораторные источники и как стандарты, характеризующиеся известной интенсивностью и определенной энергией нейтронов. Калиброванные портативные источники нейтронов могут быть полезны для абсолютного сравнения измерений в различных лабораториях или экспериментальных условиях.

Выход нейтронов в фотонейтронных источниках от сечения -реакции и толщины вещества мишени. Например, сечение в области энергии квантов >1,7 Мэв составляет (0,5 - 1) мбн. При толщине мишени в 1 см выход нейтронов близок к . Мощность фотонейтронных источников не превышает н/с.

Если для получения фотонейтронов используются тормозные лучи какого-либо ускорителя электронов, то спектр лучей сплошной, и спектр нейтронов тоже оказывается сплошным. При энергии квантов МэВ возможно получение нейтронов с помощью реакций на любом из элементов. Пороговые реакции для реакции изменяются от 10 мэв для ядер с высоким атомным номером до 19 мэв для пороговые энергии снова уменьшаются.

Эти 2 мишени можно объединить в одну мишень. Z этой мишени должно быть большим, чтобы

,

К тому же чем больше Z, тем меньше . В качестве мишени обычно используют .

Особенностью источников нейтронов тормозного излучения является их большие выходы. На современных линейных ускорителях можно получить большие токи электронов: средний ток достигает 1 ма, а ток электронов в импульсе может быть до 1 а. При этом получается выход нейтронов нейтр/сек. Если в качестве пульсирующего источника нейтронов используется бетатрон, то интенсивность нейтронов гораздо меньше, чем при использовании линейного ускорителя.

(Энергетический спектр нейтронов урановой мишени бомбардируемой электронами высокой энергии, подобен спектру нейтронов деления; средняя энергия нейтронов равна примерно 2 мэв).

Недостатком нейтронов тормозного излучения является их немонохроматичность.

Спектр фотонейтронов, испускаемых висмутом при облучении квантами тормозного излучения с энергией 22 мэв.

Обычно применяют электронные ускорители. Принцип получения нейтронов состоит в следующем. Модулированный электронный пучок пускают на мишень из какого-либо тяжелого элемента . Тормозясь в мишени, электроны рождают направленное излучение с энергией квантов, отвечающих области гигантского резонанса для реакции . В результате этой реакции электронный импульс приводит к возникновению нейтронного импульса (в среднем на 100 квантов рождается 1 нейтрон). нейтрон тормозное излучение коллимация

Пример - линейный ускоритель с бегущей волной ИАЭ имени И.В.Курчатова.

Этот ускоритель рассчитан на получение пучка электронов с энергией 30 мэв при токе 200ма в импульсе. Предусмотрены 3 длительности импульса тока ускоренных электронов: 0,6; 0,2 и 0,05 мксек и .

Пучок ускоренных электронов бомбардирует мишень, помещенную в центре цилиндрической бочки с водой, в которой происходит замедление нейтронов. Среднее число нейтронов н/сек.

Получение фотонейтронов на ускорителях имеет те же недостатки, что и радиоактивные фотонейтронные источники. Интенсивность лучей сильно превышает интенсивность нейтронов.

Немонохроматичность нейтронов, высокая интенсивность радиации объясняет редкое использование реакции как источника нейтронов в ускорителях.

Однако фотоисточники в настоящее время широко используются для подсветки реакторов.

С помощью лучей с переменной энергией границы тормозного спектра было проведено большое количество исследований зависимости эффективного сечения фоторасщепления от энергии лучей. Наиболее полные данные получены относительно сечений реакции как наиболее вероятной реакции в широком энергетическом интервале.

Фотоисточники нейтронов также широко используются для целей нейтронной физики с использованием метода времени пролета.

Известно, что линейный ускоритель электронов работает в импульсном режиме, причем современный линейный ускоритель дает обычно до 500 импульсов электронов в 1 сек (50 - 500 гц), ширину которых можно в случае необходимости варьировать в пределах от 0,01 до 5 мксек.

Предположим, что источник излучает импульс нейтронов с широким энергетическим распределением. Допустим далее, что детектор нейтронов расположен на расстоянии l от источника. Из соотношения, связывающего и время их пролета до детектора t следует, что между этими двумя величинами существует однозначная зависимость . Таким образом, возможно измерение энергий нейтронов от непрерывных источников. Так как под детектором можно подразумевать любой измерительный комплекс инструментов, детектирующий ядерные реакции, вызванные нейтронами, данный метод позволяет изучать эти реакции точно так же, как и в случае моноэнергетического источника (естественно, нельзя использовать активационный метод).

На практике детектор обычно соединен с многоканальным анализатором, который регистрирует отдельно число событий , осуществляющихся в интервале времени ; таким способом в одном измерении может быть получен весь энергетический спектр нейтронов.

Метод времени пролета используется не только для фотонейтронов, он широко применяется для разделения на группы нейтронов, имеющих непрерывное или линейчатое распределение, получаемых другими методами. Например, мы рассматривали получение нейтронов в -реакциях. Нижний предел диапазона энергий составляет около 120 кэв, если исключить из рассмотрения случай испускания нейтронов назад в реакции , а также - реакции на ванадии и скандии, выход которых невелик. Порог этой реакции = 30кэв. При больших энергиях появляются две группы нейтронов. Для отделения нейтронов медленной группы при работе под углом (наибольшая интенсивность) используется методика времени пролета.

Метод времени пролета нашел свое применение на циклотронах, где используется присущая ускорителю пульсация пучка (область энергий несколько мэв). При бомбардировке толстой бериллиевой мишени дейтронами возникают нейтроны с широким энергетическим спектром (от 0 до 25 мэв). Моноэнергетические нейтроны можно получить методом времени пролета на пролетной базе 5 м. Поскольку в этой энергетической области для получения моноэнергетических нейтронов можно применять другие способы, этот метод используется редко; однако для нейтронов более высоких энергий такой метод представляется перспективным.

Реакция деления

Деление бывает двух видов: спонтанное и вынужденное. И то, и другое используется для получения нейтронов. При самопроизвольном или спонтанном делении, происходящем без предварительного возбуждения ядра, осколки деления «просачиваются» через потенциальный барьер, подобно тому, как это происходит при распаде. Вероятность спонтанного деления определяется прозрачностью потенциального барьера для осколков. Для :

лет, лет,

следовательно, вероятность распада, а следовательно, интенсивность нейтронов, сопровождающих распад, мала.

Но если идти дальше за уран, то есть с увеличением , то вероятность спонтанного деления увеличивается.

На практике широко используются источники с ( года; ). Оценим для него выход нейтронов.

Возьмем 1 мог :

н/сек

Следовательно, интенсивность 1 мкг соответствует 7 г смеси.

В отличие от других заурановых элементов, испытывающих спонтанный распад, распад на осколки не сопровождается распадом (таблица в книге Бекуртц и Виртц, стр 36).

Характеристики деления очень близки к характеристикам вынужденного деления, происходящего при малых энергиях возбуждения. В частности, для одинаковых спектров нейтронов деления, которые с хорошей точностью передаются формулой

.

Для измерен спектр нейтронов деления, поэтому источник с можно использовать в качестве стандарта. Он имеет малые габариты, поэтому его можно поместить куда угодно.

Нуклид распадается по двум каналам:

Спонтанное деление испытывают ядер. В 1г испускается около н/с. Время использования калифорниевого источника определяется распадом (года), в котором 97% ядер превращается в ядра кюрия.

Конечно, эти источники очень дороги.

Вынужденное деление осуществляется в ядерных реакторах. Как источник нейтронов реактор содержит нейтроны всех энергий от максимальной энергии спектра деления до тепловой. Спектр деления имеет вид:

Вид спектра деления одинаков для вынужденного и спонтанного делений

Рис. 2.13

Экстраполяция этой кривой к высоким энергиям указывает на существование нейтронов с энергией ~15мэв. Нейтроны такой энергии были обнаружены в реакторе.

Это спектр самого горючего. Далее нейтроны, взаимодействуя с самим горючим и окружающей средой, изменяют свой спектр. Очевидно, вид спектра определяется типом реактора.

Замедление нейтронов происходит вследствие неупругих столкновений с тяжелыми ядрами и упругих столкновений с легкими ядрами. Первый процесс эффективен для быстрых нейтронов, второй - для промежуточных и низких энергий. Следовательно, кроме быстрых нейтронов спектра деления в реакторе существуют группы нейтронов, находящихся в процессе замедления.

Для тепловых реакторов в области скоростей, больших, чем тепловые, получается спектр Ферми

(0,1мэв - 1эв)

В тепловой области спектр нейтронов совпадает с распределением Максвелла.

Здесь (или ) - число нейтронов с энергиями в интервале от E до E+dE (со скоростями в интервале ).

- наиболее вероятная скорость

- наиболее вероятная энергия нейтрона

температура замедлителя

Два участка спектра плавно переходят один в другой в промежуточной области. Соотношение между количеством нейтронов в тепловой и надтепловой областях определяется среднем временем жизни тепловых нейтронов. Чем оно больше (чем меньше сечение захвата тепловых нейтронов), тем больше тепловых нейтронов и меньше надтепловых.

В реакторах на практике тепловое равновесие нейтронов с замедлителем никогда не достигается из-за эффектов захвата нейтронов ядрами и утечки из пределов замедляющей системы. Эти эффекты приводят к тому, что нейтроны за время своего существования в замедляющей системе не успевают испытывать числа столкновений, достаточного для установления теплового равновесия. Поэтому устанавливающийся в конечном итоге энергетический спектр нейтронов в замедлителе оказывается несколько жестче, нежели равновесный максвелловский спектр. Если поглощение в замедлителе невелико, то установившийся спектр нейтронов оказывается близким к максвелловскому и приближенно описывается максвелловским распределением, только в него вводится другая температура , называемая нейтронной температурой. Эффект некоторого ужесточения нейтронного спектра отражается в том, что .

Чем ближе установившийся в замедлителе нейтронный спектр к равновесному максвелловскому распределению, тем выше качество замедлителя. Наилучшими замедляющими качествами обладает тяжелая вода.

В обычных реакторах на тепловых нейтронах формируется квазимаксвелловский нейтронный спектр с , что приблизительно на превышает температуру замедлителя.

Необходимость в получении нейтронов, находящихся в тепловом равновесии со средой, вызвала появление тепловой колонны. Тепловая колонна представляет собой большой графитовой блок, помещенный вплотную к реактору. Благодаря использованию тепловой колонны оказывается возможным получить мощные потоки практически чисто тепловых нейтронов (выделить тепловые нейтроны из широкого спектра, включающего быстрые, промежуточные нейтроны).

Проведение различных исследований требует обычно использование моноэнергетических нейтронных пучков. Получить монохроматические нейтроны из реактора можно только при помощи специальных вспомогательных устройств, использующих корпускулярные и волновые свойства нейтрона. Корпускулярные свойства нейтронов используются в механических селекторах скоростей нейтронов - устройства, разделяющие нейтроны по разнице в скоростях (метод времени пролета).

К установкам, в которых для монохроматизации медленных нейтронов используются волновые свойства последних, относятся монокристаллические монохроматоры и кристаллические фильтры. Мы уже о них говорили раньше.

У современных наиболее мощных реакторов плотность потока тепловых нейтронов в центре активной зоны (т.е. максимальная плотность) . Правда, эти потоки могут быть уменьшены на коэффициенты или больше, когда они станут полностью термализованным пучком вне реактора.

До 60-х годов практически единственными источниками высокоинтенсивных пучков медленных нейтронов были реакторы непрерывного действия.

Развитие реакторов как источников нейтронов шло по двум основным направлениям. Первое из них связано с потребностями больших интегральных по времени потоков нейтронов для облучения различных материалов. Одна из важных задач в этом направлении - получение и накопление трансурановых элементов. Технические испытания различных материалов, употребляемых в конструкциях реакторов, также требуют больших потоков. Для решения этих задач временной режим реактора не очень существен, реактор может быть либо непрерывного действия в стационарном режиме, либо с произвольно меняющейся во времени мощностью. (Пример - советский реактор СМ - 2, построенный в 1961 г. в Мелекеи. Максимальный поток нейтронов при мощности реактора 50 Мвт. Реактор работает на промежуточных нейтронов с энергией ~1 эв).

Другое направление развития исследовательных реакторов соответствует запросам нейтронной спектрометрии по времени пролета.

Однако, начиная приблизительно с 1960 года, большое внимание стало уделяться также импульсным источникам - ускорителям и импульсным реакторам. Импульсные реакторы рассчитываются в основном на работу в режиме периодических импульсов, однако могут использоваться также для получения весьма мощных одиночных импульсов. Известны импульсные реакторы, работающие на принципе теплового самогашения цепной реакции, генерирующие импульсы нейтронов не чаще 2 - 3 раз в час. Эти взрывающиеся реакторы имеют небольшой срок службы из-за высоких механических нагрузок на конструкции во время вспышки.

В ОИЯИ с 1960 года вот уже более 10 лет работает импульсный быстрый реактор периодического действия ИБР. Он был создан как новый тип источника для нейтронных исследований по методу времени пролета. На стационарных реакторах в методике времени пролета полезный поток нейтронов составляет лишь десятые доли процента от всего потока вследствие применения вращающегося прерывателя. Благодаря импульсному характеру работы ИБР его мощность используется много эффективней. Этот маленький по размеру и простой в обслуживании реактор с тепловой мощностью всего 20 квт эквивалентен (в исследованиях с медленными нейтронами методом времени пролета) реактору - гиганту стационарного действия мощностью в десятки мегаватт.

В реакторе ИБР часть делящегося вещества вмонтирована в быстро вращающийся стальной диск. Этим достигается то, что над критичность возникает на короткое время, в течение этого времени происходит основной рост мощности. В остальное время реактор находится в подкритическом состоянии.

Активная зона реактора ИБР имеет неподвижную и подвижную части. Периодическое изменение реактивности системы происходит за счет перемещения подвижных частей, которые представляют собой 2 вкладыша из , закрепленных в двух вращающихся дисках. Реактор становится над критичным, если оба вкладыша совмещены с неподвижной частью активной зоны. Последняя состоит из плутониевых стержней в оболочке из нержавеющей стали. Размеры активной зоны вместе с отражателем нейтронов и органами управления .

Схема устройства ИБР.

1 - малый диск; 2 - вспомогательный вкладыш; 3 - неподвижная часть активной зоны; 4 - отражатель; 5 - нейтроны; 6 - замедлитель нейтронов; 7 - основной вкладыш; 8 - большой диск.

Реактор генерирует импульсы нейтронов продолжительностью 40 - 60 мксек с частотой от 8 до 80 гц. Средний выход нейтронов .

Использование вращающегося диска с делящимся материалом позволило устранить недостатки, присущие реакторам «взрывного» действия.

Спектрометр, построенный на основе реактора, имеет трассу для пролета нейтронов длиной до 1 км. Нейтроны распространяются по откачанной трубе на расстояния до 1 км. На этом пути на промежуточных расстояниях 70, 250, 500 и 750 м, так же как в конце, можно устанавливать детекторы нейтронов.

В 1964 году ИБР был усовершенствован. К нему пристроен в качестве инжектора ускоритель электронов до 30 Мэв - микротрон. Мишенью микротрона служит подвижный кусок . В нем образуются фотонейтроны. В подкритическом блоке реактора они размножаются. Применение микротрона увеличивает крутизну нейтронного импульса реактора и улучшает его спектрометрические свойства. Усовершенствование системы охлаждения ИБР позволило увеличить его среднюю мощность до 6 кВт, пиковый поток нейтронов до , средний поток до .

Подземные ядерные взрывы - как источник нейтронов

Развитие реакторов как источников нейтронов шло по двум основным направлениям. Первое из них связано с потребностями больших интегральных по времени потоков нейтронов для облучения различных материалов. Одна из важных задач в этом направлении - получение и накопление трансурановых элементов. Технические испытания различных материалов, употребляемых в конструкциях реакторов, также требуют больших потоков.

Другое направление развития исследовательских реакторов соответствует запросам нейтронной спектрометрии по времени пролета (импульсные реакторы, ускорители).

Для решения обеих этих задач можно использовать подземные ядерные взрывы.

В 1964 году на американском полигоне в штате Невада был поставлен первый опыт по использованию подземного взрыва для научных целей. От места взрыва, расположенного на глубине 187 м шла вертикальная труба - нейтронопровод. Коллиматор, установленный в трубе, выделял пучок сечением 1 . Над выходом трубы из земли была построена башня (вышка), в которой на пути пучка располагались последовательно несколько облучаемых нейтронами образцов. Образцы представляли собой тонкие пленки из изотопов и . Измерялись сечения деления этих изотопов нейтронами разных энергий. Детекторы осколков деления - полупроводниковые счетчики - располагались вне пучка вблизи образцов под разными углами. Длительность взрыва не превосходила 0,1 мксек. Поток нейтронов был настолько велик, что детекторы не могли разрешить отдельные импульсы и измеряли суммарный ток в зависимости от времени пролета, следовательно, от энергии нейтронов. Ток детекторов записывался на экраны осциллографов и фотографировался.

Взрыв бомбы принципиально подобен импульсному источнику нейтронов селектора, но он разовый, а не периодический. Поток нейтронов от взрыва на много порядков больше, поэтому статистическая точность очень велика и надежно обнаруживаются даже слабые пики, которые на селекторах невозможно заметить (при этом энергетическое разрешение несущественно отличается от разрешения лабораторных селекторов).

В нескольких американских опытах подземные ядерные взрывы были использованы для получения трансурановых элементов. В результате прилипания нейтронов к во время взрыва образовывались более тяжелые изотопы урана, вплоть до . Значит, к некоторым ядрам прилипало до 19 нейтронов, Почти все эти изотопы урана активны , но во время взрыва, продолжающегося около сек, они не успели распасться. Однако через несколько часов, когда остатки взрыва были извлечены и проанализированы, в них вместо тяжелых изотопов урана были найдены долгоживущие продукты их распада.

Произведем сравнительную оценку потока нейтронов при ядерном взрыве и в ядерном реакторе.

Каждый акт деления сопровождается выделением энергии 200 Мэв. Тогда для создания мощности в 1 Вт требуется актов деления в секунду ( ). Мощность среднего реактора - 2000 КВт. Этому соответствует . Среднее число вторичных нейтронов при делении . Для развития или самоподдержания ценной реакции необходимо, чтобы из вторичных нейтронов деления по крайней мере один вызвал следующий акт деления. Остается 1,5 нейтрона. Следовательно, ядерный реактор дает . Ядерный взрыв с эквивалентом 100 Мегатонн дает . Чтобы произвести такое же количество нейтронов, реактор должен работать

Если бы можно было обработать всю информацию, получаемую во время взрыва, то это была бы экономия в 2000 лет.

Размещено на Allbest.ru

...