Калориметрия ядерных излучений - Источники ионизирующих излучений в реакторе

Ядерный реактор представляет собой систему мощных источников ионизирующих излучений: осколки деления, а- и β-частицы, протоны, нейтроны и γ-кванты. Первые четыре вида частиц несут электрические заряды. Заряженные частицы имеют незначительную длину пробегов в веществе в достаточно широком интервале энергий; пробеги нейтральных частиц в значительной степени определяются их энергией и свойствами среды, а в целом на много порядков превышают пробеги заряженных частиц.
В процессе деления тяжелых ядер при захвате нейтрона образуются осколки деления. Длянаиболее вероятно образование осколков деления с массовыми числами 95 и 139. Соответственно в распределении по энергии осколков имеется два максимума: для легких осколков —100 Мэв, для тяжелых 65 Мэв. Осколки деления уносят основную часть освободившейся при делении энергии. Остальная часть энергии распределяется между кинетической энергией нейтронов, нейтрино, энергией мгновенного γ-излучения продуктов деления (табл. 1.1).
Таблица 1.1
Распределение энергии деления [9—11]

В среднем из 550 актов деления ядеродно деление сопровождается вылетом α-частицы с наиболее вероятной энергией, равной 14 Мэв. Более высокой интенсивностью характеризуется β-излучение, испускаемое при γ-распаде продуктов деления, например

Протоны, а- и β-частицы возникают также в результате активации материалов активной зоны реактора нейтронами, например;
Если характеризовать ядерный реактор как источник ионизирующих, излучений, то за основной параметр его принимается поток нейтронов и γ-квантов, представляющих наибольший практический интерес.

Основное количество нейтронов в реакторе возникает в процессе деления почти одновременно с осколками деления; эти нейтроны называют мгновенными нейтронами деления. Продукты деления ядер, находящиеся в возбужденном состоянии, испускают нейтроны, называемые запаздывающими. Доля последних в общем числе нейтронов, возникающих при делении тепловыми нейтронами, составляет менее 1%, однако их роль в процессе управления реактором велика.

Рис. 1.2. Доля нейтронов, испускаемых с энергией Е при делении тепловыми нейтронами, приходящаяся на интервал энергии I Мэв.
Средняя кинетическая энергия нейтронов деления в лабораторной системе координат для . при делении тепловыми нейтронами лежит в области 2 Мэв, максимальная — выше 10 Мэв. Спектр нейтронов деления Ν(Εη) экспериментально исследовался рядом авторов, например (рис. 1.2). В области энергий 0,18—12 Мэв для 235U предлагается следующая формула [14], описывающая энергетический спектр деления:

Для практических расчетов спектра деления обычно используют более простое выражение, нормированное на 1 нейтрон на деление:

где E выражено в мегаэлектронвольтах.

Источниками нейтронов в реакторе могут являться также некоторые радиоактивные продукты ядерных реакций и фотоны высокой энергии, поглощаемые ядрами.

Рис. 1.3. Энергетический спектр мгновенных γ-квантов при делении 235U;
◌ — измерение комптоновским спектрометром; ● — измерение парным спектрометром.  

Для большинства ядер энергия связи нейтрона превышает 7 Мэв, а сечение образования фотонейтрона составляет доли миллибарна, поэтому вклад фотонейтронов в общий баланс нейтронов в реакторе незначителен. Правда, для ряда материалов пороговая энергия образования фотонейтронов значительно ниже 7 Мэв, например, для 9Ве — 1,67 Мэв, для D — 2,23 Мэв. Наличие этих материалов в реакторе резко повышает мощность фотонейтронного источника.
Аналогично нейтронному излучению γ-кванты, возникающие непосредственно в процессе деления, называют мгновенными. Характеристики мгновенного γ-излучения были промерены на многокристалльном спектрометре [16] (рис. 1.3). В области энергий от 1 до 7 Мэв измеренный спектр представлен следующей экспонентой [17]:
(1.3)

Ниже 1 Мэв экспериментальные данные больше соответствуют выражению
I
В отличие от нейтронного излучения, общий спектр которого -формируется в основном мгновенными нейтронами, спектр γ-излучения определяется кроме мгновенных γ-квантов еще, по крайней мере, двумя источниками: γ-излучением при распаде короткоживущих продуктов деления и захватным γ-излучением.
Полная энергия мгновенного γ-излучения на одно деление в интервале энергий 0,3-4-10 Мэв составляет 7,2±0,8 Мэв [16], а полная энергия γ-излучения продуктов деления спустя 0,5 ч после деления — 5,5 ±0,5 Мэв.
Спектр γ-квантов продуктов деления можно представить в виде экспоненты:

Тогда общий спектр γ-излучения от рассмотренных выше источников определится из выражения

Источниками захватного γ-излучения являются ядра неделящихся материалов активной зоны реактора, облучаемые нейтронами. При поглощении нейтрона ядро переходит в возбужденное состояние, которое снимается в основном при испускании γ-квантов. Характерные особенности спектров захватного излучения — непрерывность и наличие ряда дискретных линий.
Полная энергия γ-квантов на один захваченный ядром нейтрон определяется суммой энергии связи нейтрона в ядре и его кинетической энергией. Поскольку сечение (п, γ)-реакции для большинства ядер убывает с ростом энергии нейтрона, практически полная энергия захватных γ-квантов на одни захват равна энергии связи нейтрона. Вклад захватного γ-излучения в формирование спектра реактора достаточно высок, в особенности в высокоэнергетической области спектра, где для многих ядер наблюдаются ярко выраженные дискретные линии.
К источникам γ-излучения в реакторе можно отнести радиоактивный распад долгоживущих продуктов деления, продуктов активации, γ-излучение возникает также при неупругом рассеянии нейтронов, торможении заряженных частиц в электрическом поле атомов (тормозное излучение) и аннигиляции позитронов.
Итак, мы кратко рассмотрели основные виды источников излучений, распределенные в некотором объеме с большей или меньшей плотностью и равномерностью. Интенсивность источников при этом далеко не равнозначна и зависит от многих факторов. Так, При работе реактора на большой мощности вклад
γ-излучения долгоживущих продуктов деления в общее излучение чрезвычайно мал. Однако при переходе реактора на мощности, близкие к нулевым, доля мгновенного γ-излучения в γ-излучения короткоживущих продуктов деления в общем спектре значительно уменьшается, в то время как доля γ-излучения долгоживущих продуктов деления в течение длительного срока остается стабильной.
Основная цель изучения источников ионизирующих излучений — определение характеристик поля излучения реактора, или пространственно-временного распределения интенсивности и энергии излучения. Последнее в значительной степени зависит от характера взаимодействия излучений с окружающей средой.
Элементарные процессы взаимодействия различных типов реакторных излучений в основном изучены. Определены энергетические пороги, сечения, выходы конечных продуктов взаимодействий. Эти материалы детально освещены в достаточно обширном числе работ, поэтому ниже кратко описываются лишь наиболее важные и необходимые для дальнейшего рассмотрения процессы и методы их расчетов.