Wytwarzanie neutronów.pdf

ROZDZIAŁ III. WYTWARZANIE NEUTRONÓW. REAKCJA

ROZSZCZEPIENIA

3.1 Słabe źródła neutronowe

W najstarszej reakcji jądrowej służącej do wytwarzania neutronów wykorzystywano naturalne

źródło alfapromieniotwórcze (polon lub rad) zmieszane z berylem. Neutrony powstawały w

reakcji:

→

Wkrótce reakcja ta została wykorzystana do wytwarzania kalibracyjnych, bardzo słabych

źródeł neutronów. Źródła sporządzano z mieszaniny 1 g radu, którego aktywność (liczba

rozpadów na sekundę) wynosi 3,7·10 10 Bq [bekereli] 1 z kilkoma gramami sproszkowanego

berylu. Źródło takie emituje około 10 7 neutronów prędkich na sekundę. W pierwszej chwili

aktywność takiego źródła zmienia się dość szybko, jako że produkty rozpadu radu są także

alfa-promieniotwórcze, jednak po kilku miesiącach od wytworzenia źródła staje się ono

stabilne.

Jeśli źródło sporządzić w taki sposób, aby rad i beryl nie kontaktowały się ze sobą, a więc

cząstki alfa nie docierały do berylu, można także otrzymać neutrony (nazywane czasem

fotoneutronami ) w drodze reakcji

→

Z naturalnych względów natężenie takiego źródła będzie mniejsze o około rząd wielkości.

Reakcję typu (γ,n) obserwujemy także przy naświetlaniu ciężkiej wody, D 2 O,

promieniowaniem gamma, przy czym źródłem promieniowania gamma może być np. izotop

24 Na o okresie połowicznego rozpadu 14,8 godz. Tego typu źródła wzorcowe emitują około

10 7 neutronów na sekundę.

Zaletą źródeł fotoneutronowych jest to, że wytwarzane w nich

neutrony są niemal monoenergetyczne. Przykład konstrukcji

takiego źródła pokazany jest na rys. 3.1. Oprócz naturalnych

źródeł gamma-promieniotwórczych (np. 22 Na), izotopy

emitujące promieniowanie gamma o dużym natężeniu można

wytworzyć w reaktorach jądrowych.

Rys. 3.1 Przykładowa konstrukcja 2 źródła fotoneutronów, w

którym neutrony powstają przez naświetlenie berylu lub

deuteru promieniowaniem gamma . 1- sznurek do

wyciągnięcia naczynia z substancją promieniotwórczą, 2 -

nakrętka grafitowa, 3 – rura mosiężna, 4 – cylinder grafitowy, 5

– cylinder berylowy, 6 – źródło promieniowania gamma.

1 w dawniej używanych jednostkach, nie będących jednostkami SI, jednostką aktywności był 1 kiur (Ci) =

3,7·10 10 Bq

2 A.Wattenberg, Phys.Rev . 71 (1947) 497

Własności niektórych źródeł fotoneutronów podaje Tabela 3.1.

Tabela 3.1. Charakterystyki niektórych źródeł fotoneutronów

Źródło

Okres połowicznego

zaniku

Średnia energia

neutronów [keV]

Wydajność źródła

[n/s]

24 Na + D 2 O

14,8 godz

220 (20)

8,9·10 6

24 Na + Be

14,8 godz

830(40)

7,9·10 6

56 Mn + D 2 O

2,6 godz

220

4,9·10 6

56 Mn + Be

2,6 godz

100 (90%)

300 (10%)

8,4·10 7

72 Ga + D 2 O

14 godz

130

3,1·10 6

124 Sb + Be

60 dni

1,9·10 7

140 La + D 2 O

40 godz

140

2,3·10 6

140 La + Be

40 godz

620

1,5·10 6

Neutrony monoenergetyczne można także wytwarzać przez bombardowanie różnych tarcz

cząstkami przyspieszanymi w akceleratorach. Użytecznymi tu reakcjami są np.:

→

Neutrony tak powstałe mogą mieć niemal dowolne energie (zależne od energii cząstki

bombardującej) i świetnie nadają się do badań przekrojów czynnych na reakcje z neutronami. 3

3.2 Reakcja rozszczepienia

Zjawisko rozszczepienia jądra uranu po pochłonięciu neutronu zaobserwowali jako pierwsi

Otto Hahn (rys. 1.9) i Fritz Strassman (rys. 1.10) w roku 1939. Zauważyli oni mianowicie, że

w wyniku oddziaływania neutronu z uranem (Z = 92) pojawiają się w nim ślady baru (Z =

56). Zjawisko to zinterpretowała Lise Meitner, do której zwrócił się Otto Hahn, jej

dotychczasowy współpracownik, nie wiedząc w jaki sposób wyjaśnić obserwowane zjawisko.

Właśnie Lise Meitner i Otto Frisch wcześnie zrozumieli, że obserwowane zjawisko polega na

rozpadzie jądra na dwa fragmenty rozszczepienia , z których każdy ma masę w przybliżeniu

równą połowie masy jądra wyjściowego, rys. 3.2.

Fragmenty rozszczepienia mogą się różnić od reakcji do reakcji, proces rządzi się w końcu

prawami probabilistyki. Typowy rozkład mas fragmentów rozszczepienia izotopu 235 U przez

neutronu termiczne pokazuje rys. 3.3. Rysunek ten przedstawia krzywą wydajności

rozszczepienia, pokazującą procentową wydajność otrzymywania różnych fragmentów w

3 Dziękuję za tę uwagę dr Krzysztofowi Pytlowi z Instytutu Energii Atomowej, Świerk

zależności od ich liczby masowej A . Kształt tego rozkładu zmienia się nieco (choć pozostaje

on dwugarbnym) dla rozszczepień przy użyciu neutronów prędkich 4 .

Oprócz probabilistycznej natury rozkładu mas, w reakcji rozszczepienia jądra U-235,

wywołanego zaabsorbowaniem przez ten nuklid neutronu, pojawia się od zera do ośmiu

neutronów - średnio 2,4 neutronu. Neutrony te nazywamy często natychmiastowymi

neutronami rozszczepieniowymi. Rzeczywiście, tworzą się one w czasach rzędu 10 -14 s. Sama

reakcja jest, jak widać, naturalną reakcją mnożącą liczbę swobodnych neutronów. Silna

korelacja kierunku emisji neutronów natychmiastowych z kierunkami emisji fragmentów

wskazuje, że neutrony natychmiastowe tworzą się już w fazie podziału jądra.

Rys. 3.2 Schematyczny obraz możliwego przebiegu reakcji rozszczepienia

Oczywiście nie tylko neutrony termiczne mogą spowodować rozszczepianie ciężkich jąder.

Warunkiem rozszczepienia jest bowiem wniesienie do jądra przez cząstkę bombardującą

energii przewyższającej wielkość tzw. bariery rozszczepienia . Przypadek rozszczepiania przy

użyciu powolnych neutronów jest jednak o tyle szczególny, że chodzi w nim jedynie o

wniesienie do jądra energii równej energii wiązania neutronu. Nuklidami, dla których jest to

możliwe są izotopy 233 U, 235 U i 239 Pu – nazywamy je rozszczepialnymi . Jedynym z nich, który

występuje w stanie naturalnym jest 235 U. Jego zawartość w uranie naturalnym wynosi 0,71%,

natomiast reszta, to w zasadzie tylko 238 U. Dwa pozostałe nuklidy rozszczepialne, 233 U i 239 Pu,

trzeba sztucznie wytwarzać poddając naświetlaniu wysokoenergetycznymi neutronami

odpowiednio 232 Th lub 238 U. Te dwa izotopy nazywa się z tego względu paliworodnymi . Nic

więc dziwnego, że ze względu na łatwość otrzymania 235 U, jest on najszerzej

wykorzystywany jako paliwo w obecnych reaktorach jądrowych.

4 A.Strzałkowski, Wstęp do fizyki jądra atomowego , PWN, Warszawa (1978)

W literaturze anglosaskiej stosuje się określenia fissile oraz fissible lub fissionable . Przez

pierwsze ( fissile substances ) rozumie się substancje, które można rozszczepiać przy użyciu

neutronów termicznych. Pozostałe ( fissible lub fissionable ) potrzebują do rozszczepienia

neutronów prędkich, które mogą wnieść energie przekraczające wartości barier

rozszczepienia.

Rys. 3.3 Krzywe wydajności (rozkład mas fragmentów) rozszczepienia 235 U, 239 Pu przez

neutrony termiczne i 238 U przez neutrony prędkie. Rysunek pokazuje też kilka punktów

doświadczalnych (krzyżyki w kółkach) dla rozszczepienia 239 Pu przez neutrony prędkie 5

Na rys. 3.4-3.7 przedstawiamy zależność przekrojów czynnych na rozszczepienie od energii

neutronów dla różnych jąder rozszczepialnych.

5 I. Kaplan, Fizyka Jądrowa , PWN, Warszawa (1957)

Rys.3.4 Przekrój czynny 6 na rozszczepienie jąder 233 U w zależności od energii

neutronów od 0,01 do 1 eV

Rys.3.5 Przekroje czynne 7 na absorpcję neutronów w 238 U i rozszczepienie jądra 235 U w

funkcji energii neutronów od 0,01 do 1000 eV

6 B.Dziunikowski, O fizyce i technice jądrowej , AGH, Kraków (2001)

7 L.Dobrzyński, K.Blinowski, Neutrons and Solid State Physics , Ellis Horwood, New York (1994)

Plik z chomika:

Inne pliki z tego folderu:

Inne foldery tego chomika: