Transcrição.

1 92. Urânio Além dos três isótopos naturais de urânio a Rosfond, dados para Urânio-233, Urânio-236 e dois são muito menos vividos isotópicos-232 e urânio urânio-232 radioactivo. (T 1/2 \u003d 68,9 d). A rápida cadeia de urânio-232 leva à formação de tálio - 208 emitindo uma radiação gama dura (2,7 MEV) com uma decaimento beta, que está significativamente complicando a situação de radiação durante as operações com combustível gasto. As bibliotecas modernas contêm as seguintes estimativas de dados para Urânio-232. Fundação-2.2 Avaliação T.Ohsawa, T.nakagawa, FIMF / B-VII.B2- Avaliação M. Chadwick, P.Young, 2005 Jendl-3.3 Avaliação de T.Ohsawa, T Nakagawa, 1987 Jeff-3.1 Avaliação T.Mutsunobu , T.kawano, comparação de integrais ressonantes e seções térmicas. A fonte Σ C (EV) RI C Σ F (EV) RI F ENDF / B-VII.B JENGL JEFF Mukhabhab ± ± 30 grandes discrepâncias nas estimativas das integrais de captura ressonante são devidas à falta de dados experimentais diretos. Conclusão Apesar da data de avaliação posterior do FIMF / B-VII.B2, suas vantagens antes de avaliar Jeff-3.1, se houver, não são óbvias. Em particular, Jeff-3.1 na região ressonante foi utilizado pela avaliação de 1994, enquanto o FIMF / B-VII.B2 utilizou os parâmetros ressonantes de Muhabhab estimados pela década mais cedo. Rosfund é recomendado para fazer uma avaliação de Jeff-3.1. Os espectros de 8 grupos de nêutrons de atraso são substituídos pelos espectros correspondentes para Urânio-235. As saídas dos grupos, é claro, estão alinhadas com Jeff-3.1. O arquivo também inclui dados sobre as saídas de produtos da divisão do FINDF / B-VII.B2 1 (em outras bibliotecas de dados sobre as saídas de produtos de divisão para Urânio-232 não estão contidos). No futuro, é desejável cumprir uma nova estimativa de dados de nêutrons. O autor da conclusão de Nikolaev M.N. O conteúdo do arquivo Rosfund para 92- U-232 Substitua !! MF \u003d 1 Informações gerais e especiais sobre Nuclide 1 T.R.England, B.F.Rider, FIMF-349,

2 mt \u003d 451 Cabeçalho MT \u003d 452 Número médio total de nêutrons de divisão MT \u003d 455 Nêutrons atrasados \u200b\u200bde divisões de divisão Mt \u003d 456 Número médio de nêutrons instantâneos de divisão MF \u003d 2 parâmetros pendentes MT \u003d 151 Seção de parâmetros ressonantes MF \u003d 3 desbaste Seções Mt \u003d 1 Seção transversal completa Mt \u003d 2 dispersão elástica Mt \u003d 4 Seção transversal total da dispersão inelástica MT \u003d 16 reação (N, 2N) 92- U-231 Mt \u003d 17 Reação (N, 3N) 92- U-230 Mt \u003d 18 Todos os processos de divisão MT \u003d dispersão inelástica com a excitação de níveis discretos MT \u003d 91 espalhamento inelástico com a excitação de níveis de continuidade MT \u003d 102 Captura de radiação: reação (n, gama) 92- U-233 Mt \u003d 251 cosseno médio Ângulo de espalhamento elástico no laboratório. O sistema de coordenadas MF \u003d 4 distribuições angulares de nêutrons secundários Mt \u003d 2 dispersão elástica Mt \u003d 16 reação (N, 2N) 92- U-231 Mt \u003d 17 Reação (N, 3N) 92- U-230 Mt \u003d 18 Todo Divisão Mt Processos \u003d espalhamento incompleto com excitação de níveis discretos MT \u003d 91 espalhamento inelástico com a excitação de níveis de continuidade MF \u003d 5 distribuições de energia de nêutrons secundários 2

3 Mt \u003d 16 reacção (N, 2N) 92- U-231 Mt \u003d 17 Reacção (N, 3N) 92- U-230 Mt \u003d 18 Mt \u003d 91 Todos os processos de divisão Inelastic dispersão com uma excitação de níveis de continuidade Urânio-233 radioactivo . (T 1/2 \u003d 1,592 * 10 5 anos). Alpha-decai em Torium-229 (t 1/2 \u003d 7880 anos). É um combustível nuclear promissor (a base do ciclo de combustível de torcóleo de urânio) em bibliotecas modernas contém as seguintes estimativas de dados para Urânio-233. Fundação - 2.2 e avaliação da marca 2 de Sukhorukhan e Klepacksky, FIMF / B-VII.B2 - Classificação jovem, Shadwick, Talou, Leal, Derrien, Jendl-3.3 e Jeff-3.1 Avaliação T.Mutsunobu, T.Kawano, além disso, Avaliação recente (2005) de V. Mashlova. 1. A região de nêutrons térmicos e a área de ressonâncias permitidas. A Tabela 1 mostra as seções térmicas estimadas e integrais ressonantes da captura e divisões, bem como o número de nêutrons instantâneos de divisão em comparação com as estimativas de dados experimentais Muhabhab e o caixa, bem como com uma avaliação coordenada de seções térmicas feitas por O grupo internacional em 2005 padrões 2. Na última avaliação é levado em conta todas as diferenças nos valores de suporte usados \u200b\u200bna obtenção de resultados finais. Tabela 1. Seções térmicas e integrais ressonantes. Fonte Σ Σ С С С (EV) RI F ν T EV) Fundação Fundação FUNDAÇÃO DIFF / B-VII.B Jendl Mukhabhab óleos ± ± ± ± 0,004 Tellier ± ± 17 Padrões ± ± Como vemos discrepâncias aceitas os dados estimados em seções e integrais ressonantes não vão além dos erros estimados do conjunto de dados experimentais. As descrições da área de ressonâncias permitidas diferem significativamente. Esta área se estende a 100 EV na estimativa de Sukhorukhan e KlePacksky, contém 178 ressonâncias, a energia do último EV. No futuro, esta avaliação não será considerada claramente desatualizada. 2 Os dados são comunicados pelos participantes do grupo internacional da Rússia V.pronaev, S. Badikov e E.Gam 3

4 Na avaliação da Mitsunobe e Cavano, a fronteira da área da ressonância permitida -150 EV. Os parâmetros de 190 ressonâncias com energia máxima EV na estimativa adotada em FIMF / B-VII.B2 A fronteira da região das ressonâncias permitidas de 600 eV são dadas; Nesta área há parâmetros 738 ressonâncias. Além disso, os parâmetros de 16 estados vinculados e 16 ressonâncias subjacentes a esta área são fornecidas. Esta avaliação é aceita e Maslov. A avaliação dos parâmetros ressonantes é feita levando em conta as novas medições da seção completa e da seção da divisão feita com muito alta resolução No Acelerador de Orela em G.G. usando programa famoso Summy descrevendo o conjunto de dados experimentais pelos mínimos quadrados com base no formalismo de matriz R 3. A Figura 1 mostra o valor crescente do número de ressonâncias e na FIG. 2 aumentando a soma da largura de nêutrons acima. Linhas finas realizadas aproximações lineares para os locais iniciais (até 400 EV) dessas curvas. Da Fig. 2 É possível concluir que não há praticamente nenhuma passagem de ressonâncias na área em consideração. A Fig. 2 mostra que no intervalo EV, há um não proprietário das larguras de nêutrons acima e, em seguida, acima de 500 EV, a taxa anterior de aumentar a quantidade de largura é preservada. A falta de ressonâncias com grandes larguras, é claro, não é um testemunho de níveis de níveis, mas duvida a exatidão de determinar os parâmetros ressonantes no intervalo especificado. Apesar disso, a avaliação dos parâmetros ressonantes do FIMF / B-VII.B2 é definitivamente a mais completa e confiável e a Rosfond deve ser recebida exatamente esta avaliação. O número de energia de ressonância, EV FIMF / B-V II Fig.1. O montante crescente do número de ressonâncias 3 LC Leal, H. Derrien, Ja Harvey, Kh Guber, NM Larson e RR Spencer, análise de ressonância de r-matriz e propriedades estatísticas dos parâmetros de ressonância de U-233 na faixa de energia de nêutrons Térmico a 600 EV, Ornl / TM-2000/372, março

5 C Umma.<Гn0> "Energia, EV Fig.2. A soma das lenras de nêutrons acima. 2. Região de ressonâncias não resolvidas. FIMF / B-VII no FIMF / B-VII.B2 A área de ressonâncias não resolvidas se estende a 40 kEV; a estrutura Das seções transversais é descrita pelos parâmetros s-, p- e d-d-ondas; o arquivo de parâmetro de ressonância média é recomendado apenas para contabilizar a autopedagem ressonante de seções, as seções médias em si são especificadas no arquivo MF \u003d 3. Em JENDL-3.3 (e, portanto, em Jeff-3.1), a região de ressonâncias não resolvidas se estende apenas até 30 kev; parâmetros são especificados; apenas S- e R-ondas, mas esses parâmetros são recomendados para calcular não apenas fatores autoconhecidos , mas também das seções médias. Na avaliação da região de Maslov de ressonâncias não resolvidas, estende-se para o limiar da dispersão da CEV inelástica. Os parâmetros s-, p- e d-d-ondas são especificados, com assistência a quais são descritas e seções médias . Esta é a vantagem óbvia da avaliação de Maslov, no entanto, é necessária para considerar como as seções médias calculadas ou especificadas são consistentes com os dados experimentais existentes. Na Fig. 3 é estimado em Seção transversal completa é comparada com dados experimentais. Em Jendl-3.3 Instalados Instalados Instalados URR URR + Região Fast Região Rápida, Barn Endf / B Jendl \u003d Jeff Maslov Fulwood57 Stupegia62 Pattenden E + 02 1.E + 03 1.E + 04 1.E + 05 Energia, EV Fig.3. Seção completa na área de ressonâncias não resolvidas 5

6 A estrutura de seção completa é reproduzida por variações de distâncias médias entre ressonâncias e larguras de nêutrons (para todos os valores de J e paridade). Não há óleos dessas variações artificiais e, portanto, não se manifestou com qualquer estrutura de tamanho médio. Em geral, a seção média desta classificação é sobre celeiro (~ 5%) menor do que nos dois anteriores, que, no entanto, não ultrapassam a dispersão de dados experimentais. Considere agora dados sobre seções parciais. Na Fig. 4 Com dados experimentais, as seções transversais estimadas de seção transversal, Barn U-233 Fission URR FIMF / B JENDL \u003d Jeff Maslov Guber2001 Nizamuddin E + 02 Energia, EV 1.E + 03 Fig.4a é comparado. Seção na área de ressonâncias não resolvidas 15.0 seção transversal, Barn U-233 Fissão URR Jendl \u003d Jeff Guber2001 Nizamuddin74 Endf / B Maslov E + 03 Energia, EV 1.E + 04 Fig.4b. Seção no campo de ressonâncias não resolvidas 5.0 U-233 Fissão URR + Região Fast Região Transversal, Barn Jendl \u003d Jeff Guber2001 Nizamuddin74 Maslov Endf / B E + 04 Energia, EV 1.E + 05 Fig.4b. Seção de divisão em ressonâncias não resolvidas 6

7 A apresentação de dados nas obras citadas é desnecessariamente detalhada: a propagação de pontos não reflete qualquer estrutura ressonante detalhada, para isso, a resolução não é suficiente, nem a estrutura bruta. Na Fig. 4G Os dados estimados são comparados com uma faixa experimental de 600 a 800 EV. Dados experimentais foram calculados por subintervalos e os resultados médios são apresentados por histogramas. Como pode ser visto, a estrutura bruta das seções da divisão, exibida nas estimativas do FINDF / B-VII.B2 e JENDL-3.3, apenas reflete qualitativamente os resultados de medição que não são consistentes entre si. Isso coloca em dúvida a viabilidade de descrever a estrutura da seção transversal da divisão nesta faixa de energia da seção transversal, Barn Endf / B Jendl \u003d Jeff Maslov 5.0 Guber2001 Nizamuddin74 Guber2001 Nizamuddin E + 02 7.E + 02 8.E + 02 Energia , EV fig.4. A seção transversal da divisão na área de ressonâncias não resolvidas na fig.5 estimativas da seção transversal de convulsão é comparada com os dados de Weston, os únicos disponíveis no exfore no campo de ressonâncias não resolvidas. A avaliação adotada em FIMF / B-VII.B2 claramente exagerada a seção transversal de convulsão. Na descrição do arquivo de referência para quaisquer dados experimentais adicionais nesta área. Em conexão com todos os itens acima, é aconselhável incluir em Rosfond Maslovskaya Estimativa de dados no campo de ressonâncias não resolvidas U-233 Capture URR + Região Rápida FINDF / B Jendl \u003d Jeff Maslov Seção Transversal, Barn Weston Eeee + 03 Energia, EV Fig.5. A seção transversal da convulsão na área de ressonâncias não resolvidas 7

8 3. Seções fora da área de ressonância na Fig. 6. As estimativas de seção completa são comparadas com os dados experimentais existentes. As discrepâncias entre as estimativas são significativamente menos do que a dispersão de dados experimentais, por isso pode ser declarado que todos são igualmente bons. Seção transversal, Barn Endf / B Maslov Green73a Poenitz83 Poenitz78 Jendl \u003d Jeff Foster JR71 Green73B Poenitz E E E + 06 Energia, EV 10.0 Fig.6a. Seção transversal completa. 9.0 Seção transversal, Barn Endf / B Jendl \u003d Jeff 5.0 Maslov Green73a Foster JR71 Green73B 4.0 Poenitz83 1.E + 06 1.E + 07 Energia, EV Figura 6b. Seção transversal completa. Figura 7. Dados experimentais Compare as estimativas da seção Divisão. Aqui o estado de coisas não é tão bom: a dispersão de dados experimentais 8

9 seção transversal, celeiro jendl \u003d jeff tovesson2004c guber2001 shcherbakov2001 maslov endf / b meadows74 poenitz e + 05 1.E + 06 1.E + 07 energia, EV fig.7a.things seção 9

10 seção transversal, Barn Jendl \u003d Jeff Toveson2004c Guber2001 Shcherbakov2001 Maslov Endf / B Meadows74 Poenitz E + 05 1.E + 06 1.E + 07 Energia, EV 2.8 Fig.7b. Seção de seção transversal, Barn Jendl \u003d Jeff Maslov Shcherbakov2001 Endf / B Pankratov63 Medous Zasadny-84 ARLT-81 Alkhaz-83 Adams E E E E E E + 07 Energia, EV Fig.7v. Seção seção. Excede muito os erros atribuídos a eles. Como resultado da discrepância entre o Twine estimado do alcance experimental nas proximidades de 1 MEV e 8Mev ± 5%. Abaixo de 175 kEV masl avaliação é melhor que outros com os dados experimentais, a avaliação EDDF / B-VII.B2 é maior. Observamos, a propósito, que, ao realizar essa estimativa, os resultados de numerosas medições das relações da divisão da divisão de Urânio-233 e Urânio-235 da divisão de Urânio-233 e Urânio-235 foram normalizadas para a seção padrão da Divisão de Urânio-235, adotada em 2005 (e incluída em Rosfond). Na Fig. 8. Os únicos dados experimentais de Hopkins comparam os resultados das avaliações. Dados FIMF / B-VII.B2 vão diretamente através de pontos experimentais; Duas outras estimativas diferem deles por magnitude da ordem de erro. Informações experimentais A dispersão de nêutrons inelásticos em urânio-233 está ausente. A Figura 9 é uma comparação dos resultados das avaliações discutidas. Perto das diferenças de limiar entre eles são muito altas. Mínimo na seção transversal completa da dispersão inelástica nas estimativas do FIMF / B-VII.B2 abaixo de 700 kev, isto é. Apenas no limiar de espalhamento inelástico com a excitação do espectro contínuo de níveis realizados nesta avaliação. Em outras duas estimativas, este limite é 100 keV abaixo. Para esclarecer a situação na Fig. 8 A seção transversal completa da dispersão inelástica do arquivo Urânio-233 do FIMF / B-VI é aplicada. É 10.

11 é significativamente menor do que as estimativas modernas, mas como neles não há pico no limiar. 1.E + 00 Seção transversal, Barn 1.E-01 1.E-02 Endf / B Jendl \u003d Jeff Maslov Hopkins62 1.E-03 1.E + 04 1.E + 05 1.E + 06 1.E +07 energia, EV Fig .8. Capturar Seção 2.0 U-233 Inelastic 1.5 Seção Transversal, Barn E E E E + 07 Energia, EV Figura 9. Seção transversal completa da seção transversal inelástica, Barn Endf / B-VII MT \u003d 3 FIMF / B-VII Mt \u003d 2 Jendl-3.3 Mt \u003d 2 Maslov Mt \u003d 2 Maslov Mt \u003d 3 U-235 Mt \u003d EEE E + 07 Energia , EV fig.10. Seções de dispersão elástica (MT \u003d 2) e a seção transversal total de interações inelasticas (MT \u003d 3) 11

12 na Fig. 10 mostra as seções estimadas de dispersão elástica e a seção transversal total das interações inelasticas 4. Pode-se ver que uma anomalia na seção transversal da dispersão inelástica foi refletida no comportamento da seção transversal total das interações inelasticas, que difere significativamente a estimativa de Maslov. A presença desta anomalia que não possui um lugar para Urânio-235 (a seção transversal de interações inelasticas para as quais também é dada para comparação na Fig.10), dá origem a dúvidas na exatidão da avaliação adoptada em FIMF / B -VII.B2. A Fig.11 mostra dados sobre as secções transversais de reações (N, 2N) e (N, 3N). Seção transversal, Barn Endf / B (N2N) Jendl (N2N) Maslov (N2N) FIMF / B (N3N) Jendl (N3N) Maslov (N3N) E E E E E + 07 Energia, EV Fig. 11. Seções de reação (N, 2N) e (N, 2N). Dados experimentais diferenciais para essas reações. Difusões nas estimativas acima de 16 MEV são grandes. Indiretamente a favor da estimativa da FIMF / B- VII.B2, diz que foi realizado até 30 MEV, onde o papel das reações (n, xn) é muito significativo e, sem dúvida, o cálculo das suas seções exigiu que os avaliadores de maior atenção. Reação (n.4n) cerca de 19 MEV. Seção da UE, mesmo a 20 MEV, é um monte de Millibarne. Quando o neutron interage com Urânio-233, com todas as energias, as reações (N, p) e (n, α) são possíveis. Devido à barreira alta de Coulomb da seção transversal dessas reações, pequena: mesmo a 20 MEV, a primeira delas de acordo com as estimativas da EAF-2003 é de 70 mm; O segundo é 5 milibarne. No entanto, as seções transversais dessas reações em Rosfond parece apropriada. Resumindo o acima, pode-se concluir que seções transversais de nêutrons, classificadas por Maslov, que, por via de regra, estar perto da estimativa do FIMF / B-VII.B2, não possuem uma seção transversal anormalmente alta de dispersão inelástica em a área abaixo de 700 kev. 4. O número de nêutrons secundários e sua distribuição angular de energia 4.1. Número de nêutrons de divisão Os nêutrons estimados dos nêutrons de urânio-233 em nêutrons térmicos são mostrados na Tabela 1. O valor adotado no FIMF / B-VII.B2 excede a recomendação do grupo sobre as normas (com base na estimativa conjunta de Todos os dados dependendo de p (233 u)) três desvios padrão atribuídos a esta magnitude. 4 A seção transversal do MT \u003d 3 em jendl-3.3 não é especificada e é difícil obtê-lo, uma vez que os componentes são definidos em diferentes redes de energia. Pelo mesmo motivo, o MT \u003d 3, MT \u003d 3 é dado apenas ao limiar de reação (N, 2N). 12.

13 Essa diferença é exatamente igual ao depósito de nêutrons atrasados \u200b\u200badotados nesta estimativa: ν D \u003d Assim, na avaliação de dados para o FIMF / B-VII.B2, o valor recomendado pelo Grupo Internacional de acordo com os padrões como ν T foi considerado ν p. Avaliação Jendl-3.3 abaixo do valor recomendado para 2,6 desvio padrão. A estimativa de Maslov também é menor, mas apenas 1 desvio padrão. Parece apropriado adotar a magnitude recomendada pelo grupo internacional sobre os padrões em Rosfond, isto é. ν t \u003d o número de nêutrons atrasados \u200b\u200bde acordo com as estimativas do FINDF / B-VII.B2 em energias baixas é igual a; De acordo com Jendl, e quase tanto no petróleo, se tomarmos ν d \u003d 0,0068, então para ν p, temos um número "redondo" na FIG. 12 mostra as dependências energéticas de ν P de acordo com diferentes estimativas em comparação com dados experimentais. Todos os dados experimentais de dados são renalados em ν p (252 cf) \u003d 3.7606, ou em ν p (233 u; 0,0253ev) \u003d 2.490, dependendo do NUBAR FIMF / B JENDL 2.5 Maslov, o Smrenkin-58 Nurpeisov-73 Nurpeisov- 75 GWIN-86 KOLOSOV-72 EEEEEEEEE E + 06 Energia, EV Fig.12a. Número de nêutrons de divisão instantânea. O derrame quebrado de ν P com a energia adotada pelo petróleo, os dados experimentais não são justificados. Em geral, até 1,5 MEV adotado nesta estimativa, parece ser subestimado. Em energias mais altas, os dados são mostrados na Fig. 12B NUBAR 4.0 FIMF / B JENGL 3.5 Maslov Smiroshin Nurpeisov-73 Nurpeisov Gwin-86 Kolasov E E E E E E E E E + 07 Energia, EV Fig.12b. Número de nêutrons de divisão instantânea. 13.

14 Nesta área, as estimativas do FIMF / B-VII.B2 é a melhor. A UE é bem possível aceitar com energias baixas se substituir o valor de ν P na área térmica (ver Figura 12A). Na Fig. 13 mostra as dependências estimadas de energia ν d. Para comparação, há aqueles para Urana-235 e Plutônio-239. A comparação mostra que a dependência energética de ν D adotada em FIMF / B-VII.B2 é errada. Não há motivos físicos para esse comportamento. Em contraste, a diminuição em ν D com a energia manifesta-se em todas as outras estimativas é devido à aparência de chances adicionais de divisão. Em Rosfond, é aconselhável adotar a dependência energética ν D de Jendl-3.3, relembrando-o com o valor adotado de ν D na região térmica Nubar Endf / B Jendl-3.3 Maslov U-235-Rosfund PU-239-ROSFUND EEEEEEEE E + 07 energia, EV Fig. 13. Dependência de energia da saída de nêutrons retardantes 4.2. Os espectros da divisão de nêutrons. Os espectros de divisão de nêutrons instantâneos nas estimativas em consideração são descritos substancialmente diferentemente. No FIMF / B-VII.B2, esses espectros são especificados pelo formulário UATT com parâmetros A e) e B (e), dependendo da energia nêutrons E causando a divisão: 2Exp (-ab / 4) χ (e) \u003d Exp (E / A) SH BE πA 3 B O caráter desta dependência pode ser visto da Fig.14, que mostra a dependência da energia média de nêutrons de energia< E >\u003d A (3/2 + AB / 4) Como uma função E. A seção de cabeçalho afirma que os espectros de nêutrons da divisão são adotados de acordo com a avaliação de JENDL-3.3. Isso obviamente não é inteiramente verdadeiro, uma vez que na avaliação de Jendl-3.3, os nêutrons instantâneos de nêutrons de divisão são diferentes, ou seja, as funções especificadas em 164 pontos com cada uma das 7 energias iniciais. Da mesma forma, os espectros da divisão são determinados e na avaliação de Maslov, mas os espectros são estabelecidos em 326 pontos com cada uma das 22 energia inicial no intervalo para 20 MEV. quatorze

15 energia média de nêutrons de fissão 2.40 FIMF / B-VII, E e e e + 07 energia, EV fig.14. A dependência energética da energia média de nêutrons de energia sobre como os nêutrons instantâneos de divisão foram obtidos na descrição do arquivo JENDL-3.3, nada diz. O seguinte é dito na descrição do arquivo Maslov: "Os espectros de nêutrons de divisão instantânea (CMND) foram calculados usando o modelo semi-empírico 5. Os espectros de nêutrons emitidos antes de dividir em (N, NF), (N, 2NF) e os processos (n, 3nf) foram calculados no modelo estatístico do Hauser - Fessbach, tendo em conta os processos de fororrunção. A qualidade da descrição foi verificada com base em dados experimentais dos STOKETS-83, Starostas-85, Lajtai-85 e Miura-02. Os cálculos indicam uma diminuição na energia média de nêutrons de energia em excesso dos limiares de reação (n Nf), (n, 2nf) e (n, 3nf). Os espectros de nêutrons emitidos pelos fragmentos das divisões foram calculados como a superposição de dois espectros batidos correspondentes a um fragmento leve e pesado, caracterizado por parâmetros que determinam energia média. Ao mesmo tempo, a diferença nas energias cinéticas dos fragmentos e a dependência dessas energias a partir do momento de nêutrons emitidos antes da divisão foi levada em conta. É esse mecanismo que determinou a diminuição da energia média do nêutron da divisão quando os limiares da divisão superaram com a emissão preliminar de nêutrons ". A lógica dada completa plenamente a atual apresentação sobre os mecanismos para emitir os nêutrons de divisão, e o fato de que a avaliação permitida para descrever e os dados experimentais aumentarem sua confiabilidade. É verdade que quase todos os espectros foram medidos a dividir nêutrons térmicos e apenas os dados do Muir foram obtidos na energia de 550 kev, ainda significativamente abaixo do limiar de reação (N, n f). Seja como possível, os espectros dados na estimativa de Maslov são mais confiáveis. Vamos discutir os dados sobre nêutrons atrasados. Na biblioteca, Rosfond, como em Jeff-3.1, adotou uma apresentação universal de 8 grupos de Dannis em nêutrons atrasados. Definição de grupos é igualmente para todos os núcleos divididos: cada um deles inclui um determinado grupo de precursores com períodos próximos vida. Devido a isso, a constante decadência dos grupos não depende do núcleo dividido. Não depende do núcleo delicado e dos espectros de nêutrons de cada grupo de precursores. No entanto, o rendimento total de nêutrons atrasados \u200b\u200be a participação dos grupos é compreensível, depende do núcleo dividido e na energia de nêutrons que causam divisões. Tal como acontece com outros cereais dividindo, existem avaliações de 8 grupos de Jeff-3.1 para Urânio-233, com os seguintes, no entanto, exceções. 5 Maslov V., Porodzinskij Yu., Baba M., Hasegawa A., Kornilov N., Kagalenko A., Tetereva N.A. INDC (BLR) -..., IAEA, Viena 15

16 1. O número de nêutrons atrasados \u200b\u200bemitidos durante a divisão por nêutrons térmicos é tomado igual a (em Jeff-3.1 é igual ao FIMF / B-VII.B, Maslova). A dependência energética desse número é tal como na avaliação de Jeff-3.1 (cm. Fig. 13). 2. Os espectros de grupos de nêutrons atrasados \u200b\u200bsão aceitos pelo mesmo que para Urânio-235 (veja abaixo P) e para todos os outros núcleos dividindo. No entanto, cada um dos 8 grupos é aceito pelo mesmo que em Jeff-3.1, isto é. Com base nas recomendações da operação dos espectros e distribuições angulares de nêutrons dispersos e nêutrons de reações (N, XN), na Fig. 15, os valores estimados dos três primeiros momentos das distribuições angulares de nêutrons dispersos elásticos são comparado. Estimativas são muito próximas umas das outras. Todos eles são obtidos por cálculo. Expore contém os resultados de apenas um trabalho não publicado de Haoaut-82, no qual as distribuições angulares de nêutrons com uma energia de 0,7 e 1,5 MEV foram medidas. Com essas energias, é extremamente difícil distinguir nêutrons elásticos de níveis não elásticos. Em uma breve descrição dada em Expore, o procedimento para separar esses processos não é descrito, é dito apenas que a emenda de dispersão inelástica introduzida pelo autor foi de 5 a 35% e a 0,7 MEV e a 1,5 MEV. Como com os nomes das discrepâncias nas estimativas, não há alta confiabilidade, e o experimento não é altamente confiável, uma comparação bastante demorada com ela é discutida desnecessária. É aconselhável incluir uma estimativa do FINDF / B-VII.B2 em Rosfond, que é geralmente uma posição intermediária do valor de torque angular FIMF / B-VII 0.1 Jenff-3.1 e E E E + 07 óleos, EV Fig.15. Os momentos angulares da distribuição de nêutrons dispersos elásticos: curvas sólidas do 1º momento (cosseno médio do ângulo de dispersão), o bar 2, pontilhado no 3º momento. 6 Spriggs, Campbel e Piksaikin, PRG Nucl Eng 41.223 (2002) 16

17 Com relação aos espectros de nêutrons não anormais, depois abaixo do nível de excitação dos níveis de contínuos, são determinados pela integralidade da contabilidade dos níveis excitados do núcleo alvo. A este respeito, a avaliação de Maslov tem uma certa vantagem sobre JENDL-3.3: leva em conta todos os níveis especificados no banco de dados PCNUDAT 2 2, enquanto em JENDL-3.3, a excitação dos níveis com energias de 400 a 600 kEV é não descrito. Em ambas as estimativas, a iniciação dos níveis de continuidade é descrita a partir de 600 kev, isto é. Diretamente após a área de níveis discretos. A avaliação adotada em FIMF / B-VII.B2, não discutimos aqui devido à dúvida sobre isso na exatidão da descrição do comportamento energético da seção transversal total da dispersão inelástica (ver acima. 3). Os espectros de nêutrons espalhados com a excitação dos níveis de contínuos na Fig.16 mostra os espectros de nêutrons que testam dispersão inelástica com a excitação do contínuo dos níveis de núcleo alvo. Os dados são dados para as energias iniciais de 6 MEV, 10 MEV e 14 MEV. A 6 MEV, isto é. Abaixo do limiar de reação (N, n f), o espectro maslovsky é significativamente mais difícil do que o resto: obviamente, a proporção do nêutron para o precursor emitido em cima. A 10 MEV, as estimativas dos espectros de nêutrons diferem significativamente. No espectro, adotado em nêutrons jendl-3.3 com energias abaixo de 3,7 MEV são geralmente ausentes, isto é. Supõe-se que após a emissão de nêutrons tão lentos sempre deve ser dividido. Na estimativa do FIMF / B-VII.B2, a cauda de nêutrons relativamente lentos é a lagoa, e na estimativa de Maslovskaya sobre esta cauda, \u200b\u200bo máximo na região de cerca de 1 MEV também é manifestado. Aos 14 MEV no espectro de Jendl-3.3, não há nêutrons com energia abaixo de 5 MEV, mas a probabilidade de emitir nêutrons com energias de 6-8 MEV é significativamente maior do que em outras duas estimativas. FIMF / B-VII.B2 Spectra e Maslovsky acima de 7 MEV são próximos, mas no espectro de Maslovsky há uma longa cauda de nêutrons lentos. Por alguma razão, após a emissão de nêutrons lentos, nem a reação (N, 2n) ou a divisão não ocorre. Probabilidade / MEV 9.0EEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEEE E + 07 Endf / B-VII; 6 MEV FIMF / B-VII; 10 MEV FIMF / B-VII; 14 MEV Jendl-3.3; 6 MEV Jendl-3.3; 14 Mev Maslov; 6 Mev Maslov; 10 Mev Maslov; 14 Mev Fig ..16. Comparação de espectros de nêutrons, inelásticos espalhados com a excitação de níveis de continuidade. 17

18 na Fig. 17 Compare as estimativas dos espectros de nêutrons reaccionais (N, 2N) para duas energias iniciais de 10 e 14 MEV. As diferenças nas estimativas são muito grandes, especialmente a 14 MEV. Discrepâncias apontam para o estado disfuncional dos assuntos com a estimativa dos espectros, e, tornou-se, e as seções transversais dos processos ocorridos em diferentes canais e de maneiras diferentes (Evaporação obrigatória e neutron nêutrons, divisão após a emissão de um ou dois nêutrons de uma forma ou de outra). Como não há diferenças significativas nas estimativas da seção Total da Divisão, há compensação por diferenças na avaliação das contribuições de vários mecanismos de reação. Espectros (n, 2n) probabilidade / MEV 1.0E e e e e e-07 FIMF / B-VII; 10 MEV FIMF / B-VII; 14 Mev Jendl-3.3; 10 MEV Jendl-3.3; 14 Mev Maslov; 10 Mev Maslov; 14 MEV 0.0E e E E e E + 06 Energia, EV Fig.17. Comparação de espectros de nêutrons da reação (N, 2N). Do considerado, é claro que a avaliação dos espectros das reações contínuas no FIMF / B-VII.B2 em um sentido é intermediária e isso gera uma tentação de escolher para Rosfond. No entanto, com uma validação adicional do arquivo composto, em que as seções são tiradas de uma estimativa, e os espectros do outro podem ocorrer. Como as seções são decididas tirando, então os espectros devem ser tomados de acordo com esta avaliação. Observe que os dados do espectro no FINDF / B-VII.B2 são apresentados (em contraste com os outros dois) no formato do arquivo MF \u003d 6, isto é. Os espectros são dados levando em conta correlações entre a energia e o ângulo de dispersão. Essa correlação, no entanto, é descrita simplificada pela sistemática semi-empírica de Kalbach-Mann. Além dos espectros de nêutrons, os espectros dos núcleos de recuo são descritos (não há resposta prática), mas os espectros de fótons emitidos nos processos contínuos não são descritos. Este é outro testemunho de tal avaliação, que segue, ao revisar a avaliação, elimina. 5. Dados sobre o nascimento de fótons em reações nêutrons nem na estimativa de Maslovsk, nem na avaliação de JENDL-3.3, os dados sobre a formação de fótons não são dados. O Jeff-3.1 inclui dados sobre a formação de fótons retirados do FIMF / B-VI (avaliação Stuart e Weston 1978). Em FIMF / B-VII.B2 com dados revisados \u200b\u200bsobre radiação gama com captura de radiação. Este 18.

19 maneiras que a escolha das estimativas é praticamente não. Considere quais são os dados valiosos existentes baseados. Dispersão total inelástica: Mt \u003d 4. Desde a avaliação da Stewart e Weston, uma excitação de apenas os primeiros primeiros níveis de envenenamento foi considerada individualmente, as transições apenas entre esses quatro níveis são descritas no espectro de fótons. O espectro de fótons formados durante a excitação do Continuum é descrito por um espectro contínuo de fótons, que é aceito como para plutônio acima de 1.09 MEV multiplicidade para MT \u003d 4 adotado igual a zero. A possibilidade de uma descrição mais correta dos espectros de fótons, que abriu em conexão com a descrição explícita de um número significativamente maior de níveis (28 em FINGF / B-VII.B2, 25 em Maslov, 25 em Jendl- 3.3) não é percebi em qualquer lugar. Fótons emitidos na divisão: multiplicidade para 1,09 MEV corresponde à estimativa dos Gofmans 8; Os próprios espectros são aceitos como para plutônio acima de 1.09 MEV multiplicidade é tomado igual a zero. A multiplicidade de emissão de fótons ao capturar abaixo de 1,09 MEV é aleatoriamente adotada por um espectro igual é aceito como para plutônio-239 com ajuste à diferença de energia de reação. Acima de 1.09 MEV é uma seção transversal da formação de fótons com interações inelasticas (o arquivo MF \u003d 13) e o espectro normalizado (no arquivo MF \u003d 15) é o mesmo que para plutônio no FIMF / B-VII.B2, multiplicidade de fótons emissão ao capturar e seus espectros são calculados pelo programa Gnash. Todos os outros dados são aceitos conforme descrito acima, isto é. de FIMF / B-VI.7. Rosfond deve incluir dados sobre a formação de fótons do FIMF / B- VII.B2. Com mais revisões do arquivo e, especialmente, no caso de uma solução para ligar o arquivo MF \u003d 6, um cálculo mais correto de fótons formados em reações de nêutrons deve ser realizado. A conclusão com base no acima é apresentado para ser apropriado para formar um arquivo combinado para Rosfondda da seguinte forma. 1. Arquivos MF \u003d 2 e MF \u003d 3 Tome da avaliação de Maslov. Na área de ressonâncias permitidas, como observadas, coincidem. 2. A dependência energética dos nêutrons da divisão é tomada de acordo com o FIMF / B-VII.B2, substituindo o valor durante a energia térmica em I.E. De modo que o número completo de nêutrons da divisão coincidiu com o grupo recomendado de acordo com o valor dos padrões para incluir dados sobre as seções transversais de reação (NP) e (N, ALFA) da EAF, respectivamente, reduzir a seção transversal da dispersão elástica, e na área de ressonâncias permitidas, insira uma seção transversal completa igual à quantidade (NP) e (N, alfa). 4. O número de nêutrons retardados de divisão no ponto de calor a ser tomado igual e sua dependência energética de acordo com a avaliação de Jeff também leva a descrição de 8 grupos dos nêutrons atrasados \u200b\u200bde Jeff para aceitar Tais como para Urânio-235, e grupos relativos de grupos de acordo com Jeff FIMF / B-VI. 7, MAT \u003d D. C. Hoffmann e M. M. Hjffmann, Ann. Rev. Nucl. Ci. 24, 151 (1974) 19

20 6. As distribuições angulares de nêutrons dispersos elásticos são tomadas de acordo com a estimativa FIMF / B-VII.B2, as restantes distribuições angulares de acordo com a avaliação de Maslov. 7. Os espectros de nêutrons de divisão instantânea e os espectros contínuos de outras reações são tomadas de acordo com a avaliação de Maslov. 8. Ativar dados sobre as saídas de produtos de fissão de acordo com a estimativa da R. Mills (Jeff). 9. Dados sobre a formação de fótons em reações de nêutrons a serem tomadas de acordo com o FIMF / B-VII.B2. Autor da Recomendação Nikolaev M.N. Conteúdo do arquivo 20.

21 92.3. Urânio-234 Conteúdo na mistura natural% radioactiva. (T 1/2 \u003d 2,455 * 10 5 anos). Alfa-decaimento em Torium-230 (T 1/2 \u003d 7,54 * 10 4 anos). As bibliotecas modernas contêm as seguintes avaliações de dados para Urânio-233. Fundação-2.2 Avaliação T.Ohsawa, M.inoue, T.Nfkagawa, 1987 FIMF / B-VII.B2 - Avaliação de Jovens, Shadwick, Jendl-3.3 Avaliação T.Watanabe, 1987 Jeff-3.1 A avaliação de Maslov, nas avaliações tomadas em FIMF / B-VII. B2 e em Jeff-3.1, o limite da região de ressonâncias permitidas contendo 118 ressonâncias e uma condição associada é igual a 1500EV. As posições de ressonâncias são exatamente as mesmas. A largura das ressonâncias, no entanto, diferem. Em FIMF / B-VII.B2, eles correspondem a Muhabhab-84; Maslova usa uma avaliação posterior de Jendl-3.2. Na Fig. 1 mostra o montante crescente do número de ressonâncias, na FIG. 2 A soma das larguras de nêutrons reduzidas. Dos gráficos, pode-se concluir que acima de 900 EV parte das ressonâncias é ignorado, mas as ressonâncias perdidas têm pequenas larguras e seu passe não deve afetar significativamente as seções transversais calculadas. O número de ressonâncias energéticas, EV fig.1. O valor crescente do número de ressonâncias do Summa<Гn0> "Endf / B-VII Óleos Energia, EV Fig. 2. Quantidade de redução de nêutrons shirin 21

22 da FIG. 2 Pode-se ver que na avaliação das larguras de nêutrons de Maslov são adotadas menores do que no FIMF / B-VII.B2 (em cerca de 12%). Larguras de radiação, pelo contrário, em média em 45%. Larguras de vedação praticamente coincidem. Em ambas as estimativas, existem áreas de ressonâncias não resolvidas descritas pelos parâmetros S-, P- e D-Wave. Na avaliação de Maslov, esses parâmetros variam muito com energia, descrevendo a estrutura bruta das seções. O resultado é visível da FIG. 3 e 4, que comparam as seções da captura e da divisão acima da região de ressonâncias permitidas. 1.00E E + 00 Maslov, captura FIMF / B-VII, Muradyan-99 Capture Seção, Barn 1.00e E E E E E + 07 Energia, EV Fig .3. 1.00E E + 00 Seção transversal, Barn 1.00e E-02 James-77 Óleos Multos-77, Divisão 1.00E-03 FIMF / B-VII, Divisão 1.00E E E E E + 07 Energia, EV Fig .4. Seção seção. Elevada na avaliação da seção Maslov da convulsão é justificada pelo único resultado de Muradhaan. Refletido na avaliação de Maslov, a estrutura da subdivisão reflete os resultados de James. A conclusão em Rosfond é recomendada para fazer uma avaliação de Maslov de Jeff-3.1. Os grupos de nêutrons de atrasos devem ser tomados como urânio-235. Saídas 22.

23 produtos de divisão de Uranium-234 estão contidos no FIMF / B-VI (Inglaterra e leitor 1989) e em Jeff-3.1 (Mills, 2005). Naturalmente, aproveite a classificação mais recente. As seções transversais das principais reações nos espectros integrais são fornecidas na tabela a seguir Total Elastic Elastic Inlastic Inlastic (N, F) (N, γ) EV Spectrum Integral da Divisão 235 U Mev. O autor da conclusão de nikolaev mn. O conteúdo do arquivo Rosfund para 92- U-234 Remake !! MF \u003d 1 Informações Gerais e Especiais Sobre Nuclide MT \u003d 451 Cabeçalho MT \u003d 452 Número médio total de nêutrons de divisão MT \u003d 458 Liberação energética durante a divisão MF \u003d 2 parâmetros de pingente MT \u003d 151 Seção de parâmetros ressonantes MF \u003d 3 seções de desbaste MT \u003d 3 1 seção transversal completa MT \u003d 2 dispersão elástica MT \u003d 4 seção transversal total de dispersão inelástica MT \u003d 16 reação (N, 2N) 92- U-233 Mt \u003d 17 Reação (N, 3N) 92- U-232 Mt \u003d 18 Todos Processos de divisão Mt \u003d 19 Divisão (primeira chance) Mt \u003d 20 divisão (segunda chance) - Reação (N, NF) - U-Mt \u003d 21 Divisão (terceira chance) - Reação (N, 2NF) - U-Mt \u003d dispersão inelástica Com excitação de níveis discretos MT \u003d 91 Dispersão incompleta com a excitação de níveis de continuidade MT \u003d 102 captura de radiação: reação (N, gama) 92- U-235 MF \u003d 4 distribuições angulares de nêutrons secundários Mt \u003d 2 disacção elástica MT \u003d 16 reação N, 2n) 92- U-233 mt \u003d 17 reacção (N, 3N) 92- U-232 Mt \u003d 18 Todos os processos de divisão Mt \u003d 20 divisão (segunda chance) - Reacção (N, NF) - u- mt \u003d 21 divisão (tert IL Chance) - Reação (N, 2NF) - U-Mt \u003d dispersão inelástica com excitação de níveis discretos 23

24 mt \u003d 91 espalhamento inelástico com a excitação de níveis de continuidade MF \u003d 5 distribuições de energia de nêutrons secundários Mt \u003d 16 reação (N, 2N) 92- U-233 Mt \u003d 17 Reação (N, 3N) 92- U-232 Mt \u003d 18 Todas as divisões de processos Mt \u003d 19 divisão (primeira chance) Mt \u003d 20 divisão (segunda chance) - Reação (N, NF) - U-Mt \u003d 21 Divisão (Terceira Chance) - Reação (N, 2NF) - U- Mt \u003d 91 dispersão inelástica com a excitação de níveis de continuum de MT \u003d 455, as proporções de grupos e os espectros dos nêutrons de atraso MF \u003d 8 resultados e características da decadência dos radionuclídeos resultantes MT \u003d 16 reação (n, 2n) 92- -233 Mt \u003d 17 Reação (N, 3N) 92- U-232 Mt \u003d 102 Captura de radiação: Reação (N, Gamma) 92- U-235 Mt \u003d 457 Dados sobre a demolição radioativa 24

25 92.4.uran. Características gerais 1.1. Z \u003d a \u003d ± aw \u003d ± teor na mistura natural: 0,72 em%; %% 1,5. Lista de reações nêutrons 9 Mt Reaction Q, MEV E Limiar., MEV Core-produto *) 234 U 16 (N, 2N) (N, 3N) U 37 (N, 4N) U 19 (N, F 1) FP + N + γ 20 (N, NF 2) FP + N + γ 21 (N, 2NF 3) FP + N + γ 38 (N, 3NF 4) FP + N + γ 102 (N, γ) U 103 (N, P) PA 107 (n, α) º 1,6. Radioatividade: Meia-vida: 7.038 * 10 8 anos de idade. A probabilidade de deterioração alfa: a probabilidade de divisão espontânea: 2 * 10-8 a energia de decaimento Q α \u003d 4.678 MEV; Q SF \u003d Área ressonante: (MF \u003d 2) 2.1. A área de ressonâncias permitidas características gerais da região das ressonâncias permitidas 9 na região de energia sob consideração também são possíveis e outras reações com a partida de partículas carregadas (n, d), (n, t), (n , 3 ele), etc. - incluindo exo-energia, - (N, 2α), (N, Nα), - cujas seções transversais, no entanto, não são muito pequenas e no arquivo de dados avaliado. 25.

26 Spin e paridade do núcleo alvo: 7/2 - raio de dispersão: r \u003d 0,9602 * cm não depende da energia. É usado apenas para calcular a permeabilidade das potenciais barreira e fases de dispersão. Fórmula ressonante: Raikha Mura. O cálculo da anisotropia de dispersão de acordo com os parâmetros ressonantes não é fornecido para o número de momentos orbitais um (é l \u003d 0, ou seja, apenas ressonâncias S são consideradas) o número de sistemas de ressonância com várias rodadas J: dois (J \u003d 3 e J \u003d 4) Limites da área de Ressonâncias permitidas: de 10-5 EV a 2250EV O número de ressonâncias revisadas é igual a 3193; Destes 14 abaixo da energia da ligação de nêutrons e 9 acima da fronteira da área de ressonâncias permitidas. O número de ressonâncias com J \u003d 3 é 1449; Destes, 1433 na área de 0 a 2250 EV. O número de ressonâncias com J \u003d 4 é 1744; Destes, 1732 na região de 0 a 2250 EV Os itens de avaliação abaixo contêm a tradução da descrição da avaliação dos parâmetros de ressonância fornecidos na seção de cabeçalho do arquivo de dados para Uranana-235 da revisão FIMF / B-VI Biblioteca 5. Esta avaliação feita no laboratório OK-RJ l. Lírio e outros. Em 1997, adotou em todas as bibliotecas de dados de nêutrons estimados para Urânio-235, variando de FIMF / B-VI (Rev.5). Está ativado na biblioteca Endf / B- VII.B2. A avaliação dos parâmetros ressonantes foi realizada pelos mínimos quadrados usando os resultados de ambas as medidas diferenciais das seções transversais de nêutrons e experimentos integrais. Os parâmetros de entrada usados \u200b\u200bseções de calor (divisões, captura e dispersão elástica) e Westcotta G-fatores do arquivo de padrões do FINDF / B-6 10 Netron, bem como Fator K1, avaliou Hardy 11. Tabela 1 Esses parâmetros obtidos como resultado de Somente nos resultados de experimentos diferenciais e, em seguida, levando em conta os dados integrais são comparados com os dados de entrada do programa Sammy. O valor de ν obtido como resultado do ajuste nos parâmetros listados foi igual a ± na tabela 2 da seção transversal da divisão e a captura obtida pelo programa Sammy usando os parâmetros ressonantes adjacentes em comparação com os resultados das medidas diretas 10 A. Carlson, WP. Poenitz, g.m. Hale et al., "A seção de medições de seção transversal de nêutrons FIMF / B-6," Instituto Nacional de Normas e Relatórios de Tecnologia Nistir (1993) 11 J. Laboratório Nacional de Brookhaven, Relatório BNL-NCS (1979) sec. B.1. 26.

27 Tabela 1. Parâmetros térmicos. O valor da entrada do parâmetro se encaixa apenas em diff. Esta seção da divisão ± seção da captura de 98,96 ± dispersão da seção transversal 15,46 ± g F ± g A ± g γ k ± montagem no diff. e integra. Tabela 2. Valores estimados e experimentais de integrais da área de divisão (BARN * EV) Energias, evidência de cortes. Dados experimentais dos parâmetros de Shark88 Weston84 Weston Tabela 3. Valores estimados e experimentais das integrais da área de Energias de Seção Cross (Barne * EV), EV Cálculo por Corte. Dados experimentais do dessusssure67 Perez parâmetros Responsant Division e integrais de captura calculados de acordo com os parâmetros ressonantes estimados são iguais, respectivamente, celeiro e celeiro, o que leva a 27

28 magnitude alfa, igual a 0,509, que é perfeitamente consistente com os dados de experimentos integrais. Ao avaliar os parâmetros ressonantes, os dados dos seguintes experimentos diferenciais foram levados em consideração. 1. Experimentos Harvey88 em passar em um acelerador de Orela em um banco de dados de 18 metros com uma amostra da espessura de átomos / nascidos, arrefecidos a 77k (de 0,4 a 68 eV). 2. Harvey88 Experiências no acelerador da Orela em um banco de dados de 80 metros com uma amostra da espessura de átomos / nascidos, arrefecida a 77k (de 4 a 2250 eV). 3. Harvey88 Experiências no acelerador da Orela em um banco de dados de 80 metros com uma amostra da espessura de átomos / nascidos, arrefecida a 77k (de 4 a 2250 EV). 4. Medidas da seção Divisão Schark88 no acelerador RPI em uma base de extensão de 8,4 m (de 0,02 a 20 eV). 5. Medidas de seções de divisão e capturar dessusssure67 no acelerador de Orela em uma base de span de 25,2 m (de 0,02 a 2250 EV). 6. Medidas de seções de divisão e captura de Perez73 no Acelerador de Orela na Spanway 39m (de 0,01 a 100 EV). 7. Medições da seção da divisão Gwin84 no acelerador de Orela em uma base de span de 25,6 m (de 0,01 a 20 eV). 8. Experimenta Spencer84 para passar em um acelerador de Orela em uma base de extensão de 18 metros com uma amostra de átomos / espessura nascida (de 0,01 a 1,0 eV). 9. Medições da seção de divisão de Wagemans88 no Acelerador Gelina em uma base de 18 metros de belude (de 1.0 EV) 10. Medições das seções de absorção e divisão GWIN96 no acelerador de orela (de 0,01 a 4 eV). 11. Medidas da seção Division Weston84 no Acelerador de Orela em uma base de 18,9 metros de Spani (de 14 a 2250 EV). 12. Medidas do valor η Wartena87 na base de 8 metros de extensão (de até 1,0 eV). 13. Medições do valor η Weigmann90 em um interruptor mecânico (de 0,15 eV) 14. Medidas da seção da divisão Weston92 em um acelerador de Orela em uma base de 86,5 metros de base (de 100 a 2000 EV). 15. Medições da seção Divisão Moxon92 no Acelerador de Orela (de 0,01 a 50 eV) referências ao trabalho experimental usado. Link de índice Harvey88 j.a. Harvey, n.w. Colina, f.g. Perey et al., Dados nucleares para ciência e tecnologia, proc. Int. Conf. 30 de maio a 3 de junho de 1988, Mito, Japão. (Saikon Publishing, 1988) p. 115 Schark88 R.A. Schrack, "Medição da reação 235U (n, f) de termal a 1 kEV," Dados nucleares para ciência e tecnologia, proc. Int. Conf. 30 de maio a 3 de junho, Mito, Japão (Saikon Publishing, 1988) p. 101 dessaussure67 G. de Saussure, R. Gwin, L.W. Weston e R.w. Ingle, "medições simultâneas da fissão de nêutrons e da seção Capture SROSS para 235U para energia de nêutrons incidentes a partir de 0. 04 EV a 3 KEV ", Relatório de Laboratório Nacional de Oak Ridge Ornl / TM-1804 (1967) Perez73 R.B. Perez, G. De Saussure, e e. Silver, Nucl.Sci. Eng. 52, 46 (1973) 28

29 Gwin84 R. Gwin, R.R. Spencer, R.w. Inglaterra, J.H. Todd e s.w. SCOLOS, NUC.SCI.ENG. 88, 37 (1984) Spencer84 R.R. Spencer, J.a. Harvey, n.w. Hill e L. Weston, Nucl.Sci.eng. 96, 318 (1987) Wagemans88 C. Wagemans, P. Schillebeeckx, A.J. Deruyter, e R. Barthelemy, "medições de seção transversal de fissão subtermal para 233U e 239PU", dados nucleares para ciência e tecnologia, proc. Int. Conf. 30 de maio a 3 de junho, Mito, Japão (Saikon Publishing, 1988) p. 91 Gwin96 R. Gwin, a ser publicado em Engenharia de Ciências Nucleares Weston84 L.W. Weston e J.H. Todd, nucl.sci.eng. 88, 567 (1984) Wartena87 j.a. Wartena, H. Weigmann, e C. Burkholz, relatório Iaea Tecdoc 491 (1987) P.123 Weigmann90 H. Weigmann, P. Geltenbort, B. Keck, K. Shrenckenbach e J.a. Wartena, a física dos reatores, proc. Int. Conf., Marselha, 1990, vol.1 (1990) p. 133 weston92 l.w. Weston e J.H. Todd, nucl.sci.eng. 111, 415 (1992) Moxon92 M.C. Moxon, j.a. Harvey e n.w. Colina, comunicação privada, Oak Ridge National Laboratory (1992) Discussão sobre os resultados de uma avaliação de parâmetros de ressonância permissíveis Nota, em primeiro lugar, em 1985, o mesmo grupo de avaliadores com base nos mesmos dados experimentais utilizando o mesmo programa Sammy foi avaliado Pelos parâmetros de ressonâncias permissíveis de urânio-235 na mesma região de energia 12. No entanto, na época, devido às capacidades de computador limitadas, a energia considerada tinha que ser quebrada em intervalos de 5. Os resultados da avaliação foram levados para a biblioteca FIMF / B-VI. 2, na biblioteca do Fundo-2 e em muitas outras bibliotecas estimadas. Na Fig. 1 Comparação de seções multigrupo calculadas com base nas estimativas de 1985 e 1997. Os gráficos contêm os desvios das seções calculadas pela FIMF / B-VI (Rev.5) das seções transversais calculadas pela FIMF / B-VI (Rev.2) na porcentagem de FIMF / B-VI (Rev.5 / Rev.2) Captura,% Fissão,% ALFA,% FIMF / B-VI (Rev.5 / Rev.2) Captura,% Fissionalion,% ALFA,% Discrepância,% de energia, EV de energia, EV Figura 1A Energia, EV Fig. 1B 12 Nmlarson, Ornl / TM-9719 / R1, (1985) 29

30 Discussão,% FIMF / B-VI (Rev.5 / Rev.2) Fissão,% Captura.% ALFA,% Energy, EN FIMF / B-VI (Rev.5 / Rev.2) Fissação,% Captura.% Alfa,% de energia, evidência,% Figura 1B Fig.1 Fig.1. Como pode ser visto, o efeito da reavaliação acabou por ser muito significativo: a seção transversal de convulsão e sua atitude para a seção transversal da divisão aumentou significativamente. Deve-se dizer que esse aumento é drasticamente reduzindo as discrepâncias experimentais estimadas na criticidade das soluções aquosas de urânio altamente enriquecido, trazendo-lhes para um nível não significativo. A razão para uma mudança tão grande dos dados estimados pelos autores da avaliação não foi esclarecida. Na seção de cabeçalho do arquivo de dados do FINDF / B-VI (Rev.2), observa-se que nem todas as ressonâncias são permitidas acima de 110 EV. Em uma seção similar do FIMF / B-VI (Rev.5) e mais versões atrasadas Bibliotecas Endf / B, esta reserva não está contida (consulte a seção acima). Portanto, é de interesse considerar, como meio um conjunto de ressonâncias contidas na última estimativa. Na Fig. 2 mostra a dependência energética da densidade dos níveis com J \u003d 3 e J \u003d 4. A densidade do nível é expressa no número de ressonâncias por 100 EV Número P de Ozonans por 100 EV N (J \u003d 3) N (J \u003d 4) e neggy, EV Fig ..2 A dependência energética dos níveis de densidade como pode ser visto , com um aumento na energia para 1000 EV, a densidade "observada" dos níveis diminui monotonicamente, diminuindo duas vezes. Então ele deve pular aproximadamente uma vez e meia, e há novamente uma desaceleração monótona para o nível anterior para 2000 EV. Com essa energia, a densidade do nível é novamente saltando quase para o valor original, após o qual o próximo declínio, desta vez, é muito 30

98.Califoring O principal interesse nas seções de nêutrons das isótopos da Califórnia foi associada a uma operação de 5 CF, como uma fonte de nêutrons compacta usada em vários campos. Com este produto de origem

53.yoD Observação Para avaliar a qualidade dos dados para fragmentos de divisão, dados que os isótopos pesados \u200b\u200bde iodo são importantes produtos de divisão, faremos comentários gerais sobre prioridades para a qualidade dos dados. A maioria

32. As produções de germânio natural contêm 5 isótopos: 70 GE, 72 GE, 73 GE, 73 GE e 76 GE (o último fracamente radioativo). Além disso, já existem três radioisótopos de longa duração: 78 GE, 79 GE e 71 GE. Para estável

12. Magnésio Magnésio não possui isótopos radioativos de longa duração. Para três isótopos estáveis, há estimativas v.hatchya e t.asoni (1987) adotadas na Fundação 2.2 de Jendl-3.2. Em 21, Shibata apresenta essas estimativas

45.rodiy 45.1. Rhodium-99 radioactivo (t 1/2 \u003d 16,1 dias.). A captura de elétron orbital se transforma em Ruténio estável-99. Em reatores podem ser formados em quantidades insignificantes devido à reação 102pd

14. Silicon General comentários. O silicone natural contém três isótop estável nas seguintes concentrações atômicas: 28 SI 92,23%; 29 SI 4,67%; 30 SI - 3,10%. Além disso, há um isótopo beta-ativo

37.rubidia 37.1. Rubidium-83 radioactivo (t 1/2 \u003d 86,2 dias.). A captura de elétrons orbital se transforma em um criptônio estável-83. Possíveis reações de formação 85 RB (N, 3N); 85 RB (N, 2N) 84 RB (N, 2N); 84.

55. A consideração do césio do estado dos dados de nêutrons para todos os isótopos de césio foi cumprida pela V.G. Proyaev. Eles também emitiram recomendações para a inclusão dos arquivos de dados avaliados para Rosfund. Notas de substituição

35. Brom 35.1. BROMO-79 Conteúdo em uma mistura natural de 50,69%. Rendimento durante a divisão 235 U 2.5 * 10-7; Ao dividir 239 PU 8,6 * 10-4. Dois graus são usados \u200b\u200bem bibliotecas modernas estimadas :: Avaliação

30. O Zinc Fund-2.2 contém um arquivo de dados para zinco natural (Nikolaev, Rabody, 1989) para as tarefas de calcular a transferência de nêutrons. Dados para todos os isótopos estáveis \u200b\u200b(Nikolaev, 1989) e os dados de Grudzevich,

18. ARGON No Fundo-2.2 continha dados sobre as seções de nêutrons de isótopos de argônicos estáveis \u200b\u200be radioativos da EAF-3, bem como um conjunto completo de dados de dados para o Natural Argon (HiveTon, avaliação de 1983, da Endl-84).

33. Arsênico 33.1. Arsenic-71 Radioactive (T 1/2 \u003d 65,28CH.) A captura de elétron orbital se transforma em germânio-71, que da mesma forma se desintegra (T 1/2 \u003d 11,43 dias) em Gálio estável-71. Em reatores

51. A consideração antimônio do estado de dados de nêutrons para todos os isótopos de antimônicos foi realizada pela V.G. Proyaev. Eles também emitiram recomendações para a inclusão dos arquivos de dados avaliados para Rosfund. Notas de substituição

49.ind 49.1. Indium-111 radioactivo (t 1/2 \u003d 2,8047 dias). A apreensão experimental do elétron orbital se transforma em um cádmio estável-111. Em reatores podem ser formados em quantidades insignificantes devido a

50. Tin possuindo o número mágico de prótons (50), a lata tem o maior número de isótopos estáveis \u200b\u200b(10). As dificuldades da descrição do modelo das seções em energia abaixo de vários MEV são devidas a baixa densidade

20. Cálcio para Fundação - 2.2 Um conjunto completo de dados está contido apenas para cálcio natural. Para isótopos estáveis \u200b\u200be radioativos, as estimativas das seções de nêutrons do ISAF- 3. O FIMF / B-VII contém apenas dados

5. Arquivo 5. Distribuições de energia de nêutrons secundários 1 5.1. Descrição geral O arquivo 5 contém dados para distribuições de energia de nêutrons secundários apresentados como distribuições de

9.Kali No Fundo-2.2 O arquivo de dados completo é contido apenas para potássio natural (H.NAKAMURA, 987). Para isótopos estáveis \u200b\u200be longos, a estimativa da EAF-3 no FIMF / B-VII contém dados para

9. Fluor flúor não possui isótopos radioativos de longa duração. O Rosfond inclui dados para um único isótopo estável 19 F. 9.1. Fluor-19 em bibliotecas -Viib2, Jeff-3.1 e Foundation-2.2 é usado

79. Ouro 79.1. Ouro-194 radioactivamente (t 1/2 \u003d 38,0 h.). Desintegrar-se capturando um elétron orbital em uma platina estável-194. Possíveis caminhos Educação no reator - reação tripla 197 au (N, 2N)

75. Renius 77.0 Comentários Gerais Esta seção descreve os isótopos do Ródênio: dois isótopos radioativos estáveis \u200b\u200be sete com um período de meia-vida por mais de um dia. 75.1. Rhenium-182. Radioativo. Highguaying a convulsão de orbital

52. Tellur 52.1. Meia-vida Tellur-118: (6 ± 2) dias. Modos Tempeck: E - 100%. Gasto do estado principal: 0 +. Jeff-3.1 / a \u003d EAF-2003 Pontuação incompleta do arquivo de 2003 para a biblioteca de ativação, com base

16. Series em Rosfond apresentaram dados para todos os 4 isótopos de enxofre estável e para enxofre radioativo-35 16.1. Sera-32 Conteúdo Na mistura natural de 92% - o isótopo principal. Em todas as bibliotecas modernas

71.Tutações 71.1. Lutetia-169 radioactiva (t 1/2 \u003d 1,42 dias). Testando a apreensão do elétron orbital, se transforma em Yarterbium-169, que, por sua vez, da mesma forma (t 1/2 \u003d 32,026 dias.)

80. Mercury 80.0. Comentários gerais na Biblioteca da Fundação 2.2 Todos os dados de nêutrons para 13 isótopos de mercúrio estável e de longa duração foram tomados principalmente da biblioteca da EAF-3. Arquivos de dados de nêutrons completos

76. Osmis em Rosfonde teria que receber conjuntos completos de dados de nêutrons 7 Isotopes estável Osmia e dados sobre seções cruzadas de reações de nêutrons para 5 isótopos radioativos de longa duração. Infelizmente,

Meia-vida: (2,43 ± 0,05) dia. Modos Tempeck: E - 100%. Gasto do estado principal: 0 +. 56. Bário 56.1. BARIUM-128 JEFF-3.1 / A PART-TIME Grade 2003 Arquivo para uma biblioteca de ativação com base em

34. SELENIUM 34.1. Selenium-72 radioactivo (t 1/2 \u003d 8,4 dias.) Testando uma captura de elétrons orbital se transforma em arsênico-72 e o positron emissor (t 1/2 \u003d 26 h.) Para a Alemanha-72. Em anéis insignificantes pode

67.Golsium Natural Golmia contém apenas um isótopo - 165, mas. Além disso, há um isótopo deficiente de nêutrons de longa duração - 165 mas (4570 anos) e um neutron-livre - 165, mas (26,8 horas),

4. A Berillery na biblioteca Rosfond contém dados para três isótopos de berílio: radioactivo 7 ve (53,29 dias), estável 9 ve e radioativo 10 ve. 4.1. Berílio-7 radioativo. T 1/2 \u003d 53.12 d. Capturar

91. Protectiniya Prostaction tem cinco isótopos de longa duração, dados para os quais devem ser apresentados na Biblioteca Rosfund. 91.1. Protactinium-229 radioactivo (t 1/2 \u003d 1,5 dias). Testando captura

82. Liderar em Rosfond incluiu dados para todos os 4 isótopos de leads radioativos estáveis \u200b\u200be 4 de longa duração. 82.1. Lead-202 Radioactive. (T 1/2 \u003d 5,25 * 10 4 anos). Capturando um elétron orbital

48. Cádmio 48.0. Comentários gerais para a biblioteca Rosfond necessária para selecionar dados de nêutrons para 8 estável e 4 isótopos de cádmio de longa duração. Considere os resultados da reavaliação de dados

1 3. Arquivo 3. Seções transversais de reação 3.1. A descrição geral no arquivo 3 mostra as seções transversais e derivados da forma da função da energia E, onde e é a energia da partícula de incidente (em EV) no sistema de laboratório. Eles representam

68. O Erbium Natural Erbio inclui seis isótopos. A Tabela 1 fornece a contribuição de cada isótopo em uma mistura natural. Tabela 1 Composição da Erbia Natural,% isótopo% ER-162 0,139 ER-164 1.601 ER-166 33.503

70.Teterbo Natural Intrbium tem 7 isótopos estáveis: 168 yb, 170 yb, 171 yb, 172 yb, 173 yb, 174 yb, 176 yb e três isótopos radioactivos suficientemente longos: 166 yb, 169 yb, 175 yb. Nem de

5. Bor 5.1. Bor-10 Conteúdo Na mistura natural: 19,8 ± 0,3%. Gasto do estado principal: 3 +. 1. Arquivos de reação 10 B (N, α) (MT \u003d 107) e 10 B (N, αγ 1) (MT \u003d 801) são usados \u200b\u200bcomo padrões quando medidos

27. Cobalto na Fundação - 2.2 é colocado a estimativa t.aoki, t.asami, 1982. Para radionuclídeos, a avaliação da EAF-3 foi aceita. VII foi adotado por A.Smith, G. desaussure, 1989. Em -3,3, contém uma avaliação T.Watanabe, 1994 em Jeff-3.1

88.Radia 88.0. Comentários Gerais O elemento 88 está aberto aos cônjuges de Curie em 1898 em um mineral conhecido sob os nomes da fruta de urânio, decepção de resina e Posura. Já durante este primeiro trabalho ficou claro

62.Suários são conhecidos 11 isótopos estáveis \u200b\u200be longos de Samaria, dos quais 7 foram preservados por natureza. Dois isótopos radioativos (151 SM e 153 SM) são formados como resultado da divisão de núcleos pesados. Como

23. Vanádio Natural Vanádio contém dois isotop V-5 (isótopo fracamente ativo com um conteúdo de 2,25%) e V-51. Assim, o vanádio natural consiste quase completamente de um isótopo. Mais dois radioisótopos

69.Tulliy ferramenta tem apenas um isótopo estável - 169 TM e 6 radioactivo com meia-vida de mais de um dia: 3 deficiência de nêutrons (165 tm, 167 tm, 168 tm) e três nêutrons moldados (170 tm,

72. Gafny 72.0. As observações gerais da Gapny possuem 6 isótopos estáveis: 174 HF, 176 HF, 177 HF, 178 HF, 179 HF, 180 HF. Dois deles têm isômeros de longa duração (e segundo). Isto é 178 HF N (T1 / 2 \u003d 31G.) E 179

93. Neptunes Existem três famílias radioativas naturais do Thorium-232, Urano-235 e Urana-238 e uma série radioativa artificial de família Netune-237. Além de "artificialidade", esta família é distinguida

1 4. Arquivo 4. Distribuições de canto de nêutrons secundários 4.1. A descrição geral do arquivo 4 contém representações das distribuições angulares de nêutrons secundários. É usado apenas para reações de nêutrons, reações

Disrosões.0 Comentários gerais para a biblioteca Rosfond necessária para selecionar dados de nêutrons para 10 isótopos de dispensa estável e de longa duração. Também parecia ser apropriado para permitir dados para

3. Teoria do Hauser-Feshbach. Após o Hauser e Feshbakh, expressamos a seção transversal dos processos compostos através da largura média. Vamos prosseguir do formalismo Brete-Wigner. Para o elemento da matriz S, se houver um reto

95. American 95.0. Comentários Gerais O esquema clássico para obter o Americium se parece com isto: 239 94 PU + 1 0N (γ) 240 94PU + 1 0N (γ, β) 241 95am. Americanos Metal Prata-Branco Cor, Drg e Polão.

6. Comentários gerais de carbono. O carbono natural contém dois isótopos estáveis \u200b\u200bnas seguintes concentrações atômicas: 12 de 98,89%; 13 s 1,11%. Há também um isótopo de muito tempo (t 1/2 \u003d 5730 y) 14C,

2. Hélio 4 não. Na biblioteca, RowFond contém dados para dois isótopos de hélio 3 não e 2.1. Helium-3 1.Supply Comentários em bibliotecas modernas contêm três estimativas de dados de nêutrons independentes para hélio-3,

54.Xenon 54.0 Comentários gerais são conhecidos 14 isótopos e isômeros estáveis \u200b\u200be duradouros da Samaria, dos quais 9 foram preservados na natureza. Dos cinco restantes quatro são isômeros de longa duração. Bastante

64. Gadolini 64.0 Comentários gerais para a biblioteca de Rosfond necessária para selecionar dados de nêutrons para 12 isótopos estáveis \u200b\u200be de longa duração do gadolina. Os dados para todos esses isótopos estão contidos na biblioteca.

77. IRIDIUM 77.0 Comentários Gerais Esta seção descreve: dois estáveis \u200b\u200be sete isótopos radioativos de irídio com um período de meia-vida por mais de um dia. 77.1. Iridium-188. Radioativo. Testando a convulsão orbital

7. As travessas em Rosfund são dados para dois isótopos de nitrogênio estável: N-14 (99,634%) e N-15 (0,366%). Isotopes radioativos de nitrogênio não tem nitrogênio. No processo de analisar dados de nêutrons no trabalho usado

1 12. Arquivo 12. Multiplicidades da formação de fótons e do arquivo de probabilidade de transição 12 podem ser usadas para representar as dependências energéticas das seções de formação de fótons ou através da pluralidade,

Reacções nucleares nêutrons reacções nucleares nucleares reacção nuclear este processo e o resultado da interação de núcleos com várias partículas nucleares (alfa, partículas beta, prótons, nêutrons, gama quanta

36.Kripton 36.1. O conteúdo Crypton-78 em uma mistura natural é de 0,35%. Avaliação de 1982 por um grupo de especialistas para o FIMF / B-V. produtos de fissão. Avaliação para a Biblioteca de Dados do Produto Internacional

73. O Tantalum em Rosfond deve receber dados de nêutrons para 2 isótopos radioativos naturais e de 4 e 4 de longa duração do Tantalum. Dos dois isótopos naturais de Tantalum, apenas 181 é estável.

89.AKTINIUM 89.0. Comentários Gerais Há apenas uma razão pela qual um elemento 89 da atuação está interessado em muitos hoje. Este elemento, como o Lanthan, foi o prisioneiro de uma grande família de elementos, em

13. Alumínio natural de alumínio contém um isótopo 27 Al. Há também isótopo de longa duração 26 Al, dados para os quais também devem ser apresentados na Biblioteca Rosfund. 13.1. Alumínio-26 Radioactive.

O elemento chamado em homenagem a um dos principais deuses escandinavos pode economizar a humanidade da crise energética, que nos atende em um futuro próximo.

Em 1815, o famoso químico sueco JANS Jacob Burtsellius declarou a abertura de um novo elemento, que ele chamou Thorie em homenagem à Torá, o Boga-Rubli e o Filho do Deus Supremo Scandinavo Deus. No entanto, em 1825, descobriu-se que a descoberta foi um erro. No entanto, o nome era útil - seu Bercelius deu um novo elemento que descobriu em 1828 em um dos minerais noruegueses (agora este mineral é chamado de thorit). Este elemento pode ter um futuro grande, onde poderá desempenhar um papel na indústria de energia nuclear que não é inferior à importância do principal combustível nuclear - urânio.

Parentes distantes da bomba

A energia atômica, que é atualmente imposta tantas esperanças, é o ramo lateral dos programas militares, cujos principais objetivos eram a criação de armas atômicas (e um pouco posterior reatores para submarinos). Como material nuclear para fazer bombas, foi possível escolher entre três opções possíveis: Urânio-235, Plutônio-239 ou Urânio-233.

Urânio-235 está contido em urânio natural em muito pequena quantidade - total de 0,7% (os restantes 99,3% são isótopos 238), e precisa ser alocado, e este é um processo caro e complexo. Plutônio-239 não existe na natureza, precisa ser desenvolvido, irradiação de nêutrons urânio-238 no reator e, em seguida, destacá-lo de urânio irradiado. Da mesma forma, o Urânio-233 pode ser obtido por irradiação com nêutrons Thorium-232.

Os dois primeiros métodos na década de 1940 foram implementados, mas eles decidiram não mexer com a terceira física. O fato é que, no processo de irradiação do Thorium-232, além do útil urânio-233, há também uma mistura prejudicial - Urânio-232 com meia-vida em 74, cuja cadeia dos decadimentos leva ao Aparência de Tallina-208. Este isótopo emite alta energia (hard) gama quanta, para proteger contra quais placas de chumbo grossas são necessárias. Além disso, a radiação gama rígida exibe controlando correntes eletrônicas, sem a qual é impossível fazer no projeto da arma.

Ciclo de tório

No entanto, Toria não esqueceu muito. Na década de 1940, Enrico Fermi propôs produzir plutônio em reatores de nêutrons rápidos (isso é mais eficiente do que térmico), o que levou à criação de reatores EBR-1 e EBR-2. Nestes reatores de Urânio-235 ou Plutônio-239 são uma fonte de nêutrons que tornam o Urânio-238 para Plutônio-239. Ao mesmo tempo, o plutônio pode formar mais do que "queimando" (1,3-1,4 vezes), então esses reatores são chamados de "multipleiras".

Ecossistema perfeito

Na década de 1960, foi planejado para fechar o ciclo nuclear de acordo com urânio e plutônio usando aproximadamente 50% do NPP em reatores térmicos e 50% em rápido. Mas o desenvolvimento de reatores rápidos causaram dificuldades, de modo que apenas um desses reator está sendo operado no BN-600 no Beloyarsk NPP (e outro BN-800 é construído). Portanto, um sistema equilibrado pode ser criado a partir de reatores térmicos de tório e aproximadamente 10% dos reatores rápidos que preencherão o combustível ausente para térmica.

Outro grupo científico sob a liderança da Yujina Wigner sugeriu sua hélice de reator de projetos, mas não em jejum, mas em nêutrons térmicos, com o Thorium-232 como material irradiado. O coeficiente de reprodução diminuiu, mas o design foi mais seguro. No entanto, houve um problema. O ciclo de combustível de tório parece com isso. Absorvendo Neutron, Torium-232 Move para Torium-233, que se transforma rapidamente em Protactinium-233, e já se desintegra espontaneamente em Urânio-233 com uma meia-vida de 27 dias. E este mês, a prostacticidade absorverá nêutrons, impedindo o processo de operação. Para resolver este problema, seria bom remover a prostação do reator, mas como fazer isso? Afinal, a carga constante e o descarregamento de combustível reduz a eficiência dos desenvolvimentos quase a zero. Wigner propôs uma solução muito espirituosa - um reator de combustível líquido sob a forma de solução aquosa de sais de urânio. Em 1952, no laboratório nacional no cume de carvalho sob a liderança do aluno da Vigner, Elvina Weinberg, um protótipo de tal reator foi construído - Experiência de reator homoegene (Hre-1). E logo houve um conceito ainda mais interessante, ideal para trabalhar com o Thorium: Este é um reator na salgação derrete, Experimento de reator de sal derretido. O combustível na forma de fluoreto de urânio foi dissolvido no fusão de fluoreto de lítio, berílio e zircônio. MSRE trabalhava de 1965 a 1969, e embora o tório não tenha sido usado lá, o próprio conceito acabou por ser bastante operacional: o uso de combustível líquido aumenta a eficiência do trabalho e permite remover produtos de decaimento prejudicial da zona ativa.

O caminho de menor resistência

No entanto, os reatores de gás líquido (ZHSR) não foram distribuídos, uma vez que os reatores térmicos usuais em urânio eram mais baratos. A energia atômica mundial passou pelo caminho mais simples e mais barato, tomando a base de reatores comprovados da água da água sob pressão (VVER), descendentes daqueles que foram projetados para submarinos, bem como reatores de água fervente. Reatores com um retardador de grafite, como RBMK, são outro ramo da árvore genealógica - eles se originam dos reatores para a operação do plutônio. "O combustível principal para esses reatores é urânio-235, mas suas reservas são bastante significativas, no entanto limitadas, - explica" mecânica popular "chefe dos estudos estratégicos do sistema do centro de pesquisa" Kurchatov Institute "Stanislav Subbotin. - Esta questão começou a ser considerada nas décadas de 1960, e então a decisão planejada desse problema foi considerada introduzida no ciclo de combustível nuclear de Urânio-238 descartado, que é quase 200 vezes mais reservas. Para isso, foi planejado construir muitos reatores de nêutrons rápidos que teriam sido obtidos pelo plutônio com um coeficiente de reprodução de 1,3-1,4 para que o excesso possa ser usado para alimentar os reatores térmicos. O reator rápido BN-600 foi lançado no Beloyarsk NPP - True, não no modo de noiva. Recentemente, também foi construído mesmo um - BN-800. Mas construir um ecossistema eficaz de energia atômica, esses reatores, aproximadamente 50% é necessário ".

Mighty Thorium.

Aqui apenas no palco e vai tório. "Torium é frequentemente chamado de alternativa ao Uranium-235, mas está completamente errado", diz Subbotin Stanislav. - O próprio tório, assim como urânio-238, não é de todo combustível nuclear. No entanto, colocando-o no campo de nêutrons no reator de água da água mais comum, é possível obter um excelente combustível - Urânio-233, que é então usado para o mesmo reator em si. Ou seja, nenhuma alteração, nenhuma mudança séria na infraestrutura existente é necessária. Outra vantagem de tório é uma prevalência na natureza: suas reservas pelo menos três vezes excedem reservas de urânio. Além disso, não há necessidade de a separação de isótopos, uma vez que durante a mineração passageira, juntamente com elementos raros da Terra, apenas o Thorium-232 é encontrado. Mais uma vez, durante a extração do urânio, a poluição da área circundante ocorre relativamente longamente vivida (meia-vida de 3,8 dias) Radon-222 (em Radon-220, um tório de curta duração, 55 segundos e não tem tempo para espalhar). Além disso, o tório tem excelentes propriedades termomecânicas: é recarregado, menos propenso a quebrar e destaca menos gases radioativos durante o dano à concha de combustível. A operação de urânio-233 do tório em reatores térmicos é de cerca de três vezes mais eficiente do que o plutônio do Urânio-235, de modo que a presença de pelo menos metade de tais reatores no ecossistema de energia nuclear permitirá que você feche o ciclo de urânio e plutônio . Verdadeiros, reatores rápidos ainda serão necessários, uma vez que o coeficiente de reprodução em reatores de tório não excede a unidade ".

No entanto, a Toria tem um menos grave menos. Com irradiação de nêutrons, o Thorium Uranium-233 acaba por ser contaminado Urânio-232, que está experimentando uma cadeia de decadecer, levando a uma dura isotópica de gama-208. "Isso complica muito o trabalho sobre o processamento de combustível", explica a subbotina Stanislav. - Mas por outro lado, facilita a detecção de tal material, reduzindo o risco de roubo. Além disso, em um ciclo nuclear fechado e com processamento automatizado de combustível, não importa muito. "

Ignição termonuclear

Experimentos sobre o uso de abastecimentos de tório em reatores térmicos são conduzidos na Rússia e em outros países - Noruega, China, Índia, EUA. "Agora é a hora de retornar à ideia de reatores de grau líquido", diz a subbotina de Stanislav. - Química de flúores e fluoreto derrete são bem estudados devido à produção de alumínio. Para o tório, os reatores em sais derretimentos são muito mais eficazes do que a água de água convencional, já que é permitido carregar de forma flexível e produzir os produtos de decaimento da zona ativa do reator. Além disso, com sua ajuda, é possível implementar abordagens híbridas usando combustível não nuclear como fonte de nêutrons e instalações termonucleares - pelo menos o mesmo tokamaki. Além disso, o reator de grau de líquido permite que você resolva o problema com pequenos actinídeos - isótopos de longa duração Americium, Curie e Netuno (que são formados no combustível irradiado), "sobrevivendo" deles no reator Garrower. Então, na perspectiva de várias décadas em energia atômica sem tório não podemos fazer. "

Plano:

Introdução

• 1 Educação e decadência
• 2 obtendo
• 3 aplicação.
Notas

Introdução

Urânio-232. (Eng. urânio-232.) - Nuclide radioactiva do elemento químico do urânio com número atômico 92 e número de massa 232. Devido à longa cadeia de decaimento e maior do que na maioria dos outros isótopos, a liberação de energia específica, o Urânio-232 é um nuclide promissor para uso em energia radioisótopo. origens.

A atividade de um grama desse nuclide é de aproximadamente 827,38 gbk.

1. Educação e decadência

Urânio-232 é formado como resultado dos seguintes decai:

• Nuclide 232 NP (meia-vida é 14,7 (3) min):

• β --- Nuclide representativo 232 PA (meia-vida é 1,31 (2) dias):

• A α-decaimento de nuclide 236 PU (meia-vida é de 2,858 (8) anos):

A decadência do Urânio-232 ocorre nas seguintes instruções:

• α-decaimento em 228º (probabilidade de 100%, decaimento de energia 5 413.63 (9) CEV):

a energia das partículas de α emitidas 5 263,36 KEV (em 31,55% dos casos) e 5.320,12 kEV (68,15% dos casos).

• Divisão espontânea (probabilidade inferior a 1 × 10 -12%);
• Decastação do cluster com a formação de nuclide 28 mg (a probabilidade de decaimento é inferior a 5 × 10 -12%):

• Decastação do cluster com a formação de nuclide 24 NE (probabilidade de decaimento 8.9 (7) × 10 -10%):

2. Obtenção

O Urânio-232 é formado como subproduto quando Urânio-233 se desenvolve pelo bombardeio de nêutrons torium-232. Junto com a reação da formação de urânio-233, as seguintes reações adversas ocorrem no combustível de torião irradiado:

Devido ao fato de que a seção transversal efetiva de reações (N, 2N) para nêutrons térmicos não é suficiente, o rendimento do jardim-232 depende da presença de uma quantidade significativa de nêutrons rápidos (com uma energia de pelo menos 6 MEV).

Se no combustível de tório estiver presente em quantidades significativas de nucleia thorium-230, a formação de urânio-232 é complementada pela seguinte reacção que vem com nêutrons térmicos:

Uma vez que a presença de urânio-232 no combustível irradiado dificulta o trabalho com ele (veja a seção "Aplicativo"), para reduzir a formação de urânio-232, é necessário usar o combustível de tório com uma concentração mínima de Thorium-230.

3. Aplicação.

Urânio-232 é uma altura da longa cadeia da decadência, que inclui nuclides emissores de gama quanta rígida:

232 U (α; 68,9 anos) 228º (α; 1,9 anos) 224 RA (α; 3,6 dias; emits γ-kvant 0,24 mev em 4,10% dos casos de decaimento) 220 RN (α; 56 c; γ 0,55 MEV, 0,114 %) 216 PO (α; 0,15 c) 212 pb (β-; 10,64 horas) 212 bi (α; 61 s; γ 0,73 MEV, 6, 67%; γ 1,62 MEV, 1,47%) 208 TL (β-; min; γ 2,6 MEV, 99,16%; γ 0,58 MEV, 84,5%) 208 pb (estável)

Uma sequência rápida de decadecer com o Radium-224 é acompanhada por uma quantidade significativa de radiação gama, e cerca de 85% de toda a energia de radiação gama é formada durante a decadência de Tallina-208, emitindo predominantemente gama quanta com uma energia de 2,6 MEV. . Esse recurso Isso leva ao fato de que a presença de urânio-232 como uma impureza ao urânio-233 é extremamente indesejável, dificultando o trabalho com ele.

Por outro lado, a alta liberação de energia específica torna este nuclide extremamente promissor para uso em fontes de energia de radioisótopo.

Notas

1. 1 2 3 4 5 G. AUDI, A.H. Wapstra e C. Thibault (2003). "A AME2003 Avaliação de massa atômica (II). Tabelas, gráficos e referências. - www.nndc.bnl.gov/amdc/masstables/ame2003/ame2003b.pdf. " Física Nuclear A. 729 : 337-676. DOI: 10.1016 / j.nuclphysa 2003.11.003 - dx.doi.org/10.1016/J.NUCLPHYSA 2003.003.
2. 1 2 3 4 5 6 7 8 9 G. Audi, O. Bersillon, J. Blackhot e A. H. Wapstra (2003). "A avaliação do nubase das propriedades nucleares e decaimento - www.nndc.bnl.gov/amdc/nubase/nubase2003.pdf". Física Nuclear A. 729 : 3-128. Doi: 10.1016 / j.nuclphysa 2003.11.001 - dx.doi.org/10.1016/j.nuclphysa 2003.11.001.
3. Propriedades 232 U no site da AIEA (Agência Internacional de Energia Atômica) - www-nds.iaea.org/relnsd/tablenucsensdf.jsp?query\u003d3447
4. 1 2 Carey Sublette. Armas nucleares frequentemente feitas perguntas - nuclearweaponarchive.org/nwfaq/nfaq6.html (inglês). nuclearweaponarchive.org.
5. Tabela de Nuclide no site da IAEA - www-nds.iaea.org/relnsd/vchart/index.html

Em 1815, o famoso químico sueco JANS Jacob Burtsellius declarou a abertura de um novo elemento, que ele chamou Thorie em homenagem à Torá, o Boga-Rubli e o Filho do Deus Supremo Scandinavo Deus. No entanto, em 1825, descobriu-se que a descoberta foi um erro. No entanto, o nome era útil - seu Bercelius deu um novo elemento que descobriu em 1828 em um dos minerais noruegueses (agora este mineral é chamado de Thorith). Este elemento pode ter um futuro grande, onde poderá desempenhar um papel na indústria de energia nuclear que não é inferior à importância do principal combustível nuclear - urânio.

	Prós e contras
+	Tório na terra várias vezes mais do que urânio
+	Não há necessidade de dividir isotopes
+	Infecção radioativa durante a mineração de tório é significativamente menor (devido ao radônio vivo mais curto)
+	Você pode usar reatores térmicos existentes
+	O tório tem as melhores propriedades termomecânicas do que o urânio
+	Tório menos tóxico do que urânio
+	Ao usar o Thorium, pequenos actinídeos não são formados (isótopos radioativos de longa duração)
-	No processo de irradiação, o tório produz isótopos emitidos gama, que cria dificuldades no processamento de combustível

Parentes distantes da bomba

A energia atômica, que é atualmente imposta tantas esperanças, é o ramo lateral dos programas militares, cujos principais objetivos eram a criação de armas atômicas (e um pouco posterior reatores para submarinos). Como material nuclear para fazer bombas, foi possível escolher entre três opções possíveis: Urânio-235, Plutônio-239 ou Urânio-233.

Isso parece um ciclo nuclear de tório, ilustrando a transformação do tório em combustível nuclear altamente eficiente - Urânio-233.

O Urânio-235 está contido no urânio natural em um montante muito pequeno - apenas 0,7% (o restante 99,3% isótopo 238), e deve ser alocado, e este é um processo caro e complexo. Plutônio-239 não existe na natureza, precisa ser desenvolvido, irradiação de nêutrons urânio-238 no reator e, em seguida, destacá-lo de urânio irradiado. Da mesma forma, o Urânio-233 pode ser obtido por irradiação com nêutrons Thorium-232.

Na década de 1960, foi planejado para fechar o ciclo nuclear de acordo com urânio e plutônio usando aproximadamente 50% do NPP em reatores térmicos e 50% em rápido. Mas o desenvolvimento de reatores rápidos causaram dificuldades, de modo que apenas um desses reator está sendo operado no BN-600 no Beloyarsk NPP (e outro BN-800 é construído). Portanto, um sistema equilibrado pode ser criado a partir de reatores térmicos de tório e aproximadamente 10% dos reatores rápidos que preencherão o combustível ausente para térmica.

Os dois primeiros métodos na década de 1940 foram implementados, mas eles decidiram não mexer com a terceira física. O fato é que, no processo de irradiação do Thorium-232, além do útil urânio-233, há também uma mistura prejudicial - Urânio-232 com meia-vida em 74, cuja cadeia dos decadimentos leva ao Aparência de Tallina-208. Este isótopo emite alta energia (hard) gama quanta, para proteger contra quais placas de chumbo grossas são necessárias. Além disso, a radiação gama rígida exibe controlando correntes eletrônicas, sem a qual é impossível fazer no projeto da arma.

Ciclo de tório

No entanto, Toria não esqueceu muito. Na década de 1940, Enrico Fermi propôs produzir plutônio em reatores de nêutrons rápidos (isso é mais eficiente do que térmico), o que levou à criação de reatores EBR-1 e EBR-2. Nestes reatores de Urânio-235 ou Plutônio-239 são uma fonte de nêutrons que tornam o Urânio-238 para Plutônio-239. Ao mesmo tempo, o plutônio pode formar mais do que "queimando" (1,3-1,4 vezes), então esses reatores são chamados de "multipleiras".

Outro grupo científico sob a liderança da Yujina Wigner sugeriu sua hélice de reator de projetos, mas não em jejum, mas em nêutrons térmicos, com o Thorium-232 como material irradiado. O coeficiente de reprodução diminuiu, mas o design foi mais seguro. No entanto, houve um problema. O ciclo de combustível de tório parece com isso. Absorvendo Neutron, Torium-232 Move para Torium-233, que se transforma rapidamente em Protactinium-233, e já se desintegra espontaneamente em Urânio-233 com uma meia-vida de 27 dias. E este mês, a prostacticidade absorverá nêutrons, impedindo o processo de operação. Para resolver este problema, seria bom remover a prostação do reator, mas como fazer isso? Afinal, a carga constante e o descarregamento de combustível reduz a eficiência dos desenvolvimentos quase a zero. Wigner propôs uma solução muito espirituosa - um reator de combustível líquido sob a forma de solução aquosa de sais de urânio. Em 1952, no laboratório nacional em Oak Ridge sob a liderança do aluno da Vigner, Elvina Weinberg, um protótipo de tal reator foi construído - experimento de reator homogêneo (HRE-1). E logo houve um conceito ainda mais interessante, ideal para trabalhar com o Thorium: Este é um reator na salgação derrete, experimento reator de sal. O combustível na forma de fluoreto de urânio foi dissolvido no fusão de fluoreto de lítio, berílio e zircônio. MSRE trabalhava de 1965 a 1969, e embora o tório não tenha sido usado lá, o próprio conceito acabou por ser bastante operacional: o uso de combustível líquido aumenta a eficiência do trabalho e permite remover produtos de decaimento prejudicial da zona ativa.

O reator de gás líquido permite muito mais flexíveis para controlar o ciclo de combustível do que as estações térmicas convencionais, e use o combustível com a maior eficiência, retirando produtos de decaimento prejudicial da zona ativa e adicionando novos combustíveis conforme necessário.

O caminho de menor resistência

No entanto, os reatores de gás líquido (ZHSR) não foram distribuídos, uma vez que os reatores térmicos usuais em urânio eram mais baratos. A energia atômica mundial passou pelo caminho mais simples e mais barato, tomando a base de reatores comprovados da água da água sob pressão (VVER), descendentes daqueles que foram projetados para submarinos, bem como reatores de água fervente. Reatores com um retardador de grafite, como RBMK, são outro ramo da árvore genealógica - eles se originam dos reatores para a operação do plutônio. "O principal combustível para esses reatores é urânio-235, mas suas reservas são bastante significativas, no entanto, limitadas, - explica o chefe" popular mecânica "chefe dos estudos estratégicos do sistema do centro de pesquisa Kurchatov Institute Subbotin Stanislav. - Esta questão começou a ser considerada nas décadas de 1960, e então a decisão planejada desse problema foi considerada introduzida no ciclo de combustível nuclear de Urânio-238 descartado, que é quase 200 vezes mais reservas. Para isso, foi planejado construir muitos reatores de nêutrons rápidos que teriam sido obtidos pelo plutônio com um coeficiente de reprodução de 1,3-1,4 para que o excesso possa ser usado para alimentar os reatores térmicos. O reator rápido BN-600 foi lançado no Beloyarsk NPP - True, não no modo de noiva. Recentemente, também foi construído mesmo um - BN-800. Mas construir um ecossistema eficaz de energia atômica, esses reatores, aproximadamente 50% é necessário ".

Todos os isótopos radioativos que ocorrem na natureza em condições naturais pertencem a uma das três famílias (linhas radioativas). Cada série dessas é uma cadeia de núcleos associada à decomposição radioativa serial. Radonarncoradores de linhas radioativas são Urano-238 isótopos de longa duração (meia-vida de 4,47 bilhões de anos), Urânio-235 (704 milhões de anos) e Torium-232 (14,1 bilhões de anos). Correntes terminam em isótopos de chumbo estável. Há outra linha, começando com Netuno-237, mas sua meia-vida é muito pequena - apenas 2,14 milhões de anos, então na natureza ele não ocorre.

Mighty Thorium.

Aqui apenas no palco e vai tório. "Torium é frequentemente chamado de alternativa ao Uranium-235, mas está completamente errado", diz Subbotin Stanislav. - O próprio tório, assim como urânio-238, não é de todo combustível nuclear. No entanto, colocando-o no campo de nêutrons no reator de água da água mais comum, é possível obter um excelente combustível - Urânio-233, que é então usado para o mesmo reator em si. Ou seja, nenhuma alteração, nenhuma mudança séria na infraestrutura existente é necessária. Outra vantagem de tório é uma prevalência na natureza: suas reservas pelo menos três vezes excedem reservas de urânio. Além disso, não há necessidade de a separação de isótopos, uma vez que durante a mineração passageira, juntamente com elementos raros da Terra, apenas o Thorium-232 é encontrado. Mais uma vez, durante a extração do urânio, a poluição da área circundante ocorre relativamente longamente vivida (meia-vida de 3,8 dias) Radon-222 (em Radon-220, um tório de curta duração, 55 segundos e não tem tempo para espalhar). Além disso, o tório tem excelentes propriedades termomecânicas: é recarregado, menos propenso a quebrar e destaca menos gases radioativos durante o dano à concha de combustível. A operação de urânio-233 do tório em reatores térmicos é de cerca de três vezes mais eficiente do que o plutônio do Urânio-235, de modo que a presença de pelo menos metade de tais reatores no ecossistema de energia nuclear permitirá que você feche o ciclo de urânio e plutônio . Verdadeiros, reatores rápidos ainda serão necessários, uma vez que o coeficiente de reprodução em reatores de tório não excede a unidade ".

A produção de 1 GW durante o ano requer: 250 toneladas de urânio natural (contêm 1,75 toneladas de urânio-235) 2,15 toneladas de urânio esgotado (incluindo 0,6 toneladas de urânio-235) são necessárias (incluindo 0,6 toneladas de urânio-235 ); 35 toneladas de urânio enriquecido (dos quais 1.15 toneladas de urânio-235) são carregadas no reator; O combustível gasto contém 33,4 toneladas de urânio-238, 0,3 toneladas de urânio-235, 0,3 toneladas de plutônio-239, 1 toneladas de produtos de decaimento. 1 tonelada de thorium-232, quando o carregamento em um reator de gás líquido é totalmente convertido para 1 toneladas de urânio-233; 1 toneladas de produtos de decaimento, dos quais 83% são isótopos curtos (desintegrados para estável cerca de dez anos).

No entanto, a Toria tem um menos grave menos. Com irradiação de nêutrons, o Thorium Uranium-233 acaba por ser contaminado Urânio-232, que está experimentando uma cadeia de decadecer, levando a uma dura isotópica de gama-208. "Isso complica muito o trabalho sobre o processamento de combustível", explica a subbotina Stanislav. - Mas por outro lado, facilita a detecção de tal material, reduzindo o risco de roubo. Além disso, em um ciclo nuclear fechado e com processamento automatizado de combustível, não importa muito. "

Ignição termonuclear

Experimentos sobre o uso de abastecimentos de tório em reatores térmicos são conduzidos na Rússia e em outros países - Noruega, China, Índia, EUA. "Agora é a hora de retornar à ideia de reatores de grau líquido", diz a subbotina de Stanislav. - Química de flúores e fluoreto derrete são bem estudados devido à produção de alumínio. Para o tório, os reatores em sais derretimentos são muito mais eficazes do que a água de água convencional, já que é permitido carregar de forma flexível e produzir os produtos de decaimento da zona ativa do reator. Além disso, com sua ajuda, é possível implementar abordagens híbridas usando combustível não nuclear como fonte de nêutrons e instalações termonucleares - pelo menos o mesmo tokamaki. Além disso, o reator de grau de líquido permite que você resolva o problema com pequenos actinídeos - os isótopos de longa duração, as Américas, Curia e Netuno (que são formadas no combustível irradiado), "sobrevivendo" no reator do garrower. Então, na perspectiva de várias décadas em energia atômica sem tório não podemos fazer. "