TOII: Salvează planeta din criza energetică? O turmă de muște de cea mai mică cale de rezistență.

Transcriere.

1 92. Uraniu În plus față de cei trei izotopi naturali ai uraniului la Rosfond, datele pentru uraniu-233, uraniu-236 și două sunt mult mai puțin de lungă durată izotop-232 și uraniu uraniu-232 radioactiv. (T 1/2 \u003d 68,9 d). Lanțul rapid al uraniului-232 conduce la formarea de taliu - 208 care emite o radiație gamma tare (2,7 MeV) cu o degradare beta, ceea ce complicează în mod semnificativ situația de radiație în timpul operațiilor cu combustibil uzat. Bibliotecile moderne conțin următoarele estimări de date pentru Uraniu-232. Fundația-2.2 Evaluare T.OHSAWA, T.NAKAGAWA, EFF / B-VII.B2- Evaluare M. Chadwick, P.Young, 2005 Jendl-3.3 Evaluarea T.OHSAWA, T NAKAGAWA, 1987 JEFF-3.1 Evaluare T.Mutsunobu , T.Kawano, compararea integrelor rezonante și a secțiunilor termice. Sursa σ c (eV) ri-σ f (eV) ri f endf / b-vii.b jendl jeff mukhabhab ± ± 30 mari discrepanțe în estimările integrelor de captare rezonante se datorează lipsei datelor experimentale directe. Concluzie În ciuda datei ulterioare de evaluare de la ENDF / B-VII.B2, avantajele sale înainte de a evalua Jeff-3.1, dacă există, nu sunt evidente. În special, Jeff-3.1 din regiunea rezonantă a fost utilizat de evaluarea din 1994, în timp ce ENDF / B-VII.B2 a folosit parametrii rezonanți ai lui Muhabhab estimați de deceniu mai devreme. Rosfund este recomandat să ia o evaluare de la Jeff-3.1. Spectrele de 8 grupe de neutroni de întârziere sunt înlocuite cu spectrele corespunzătoare pentru uraniu-235. Rezultatele grupurilor, desigur, sunt aliniate la Jeff-3.1. Fișierul include, de asemenea, date privind ieșirile produselor Division de la ENDF / B-VII.B2 1 (în alte biblioteci de date despre ieșirile produselor de divizare pentru Uraniu-232 nu sunt conținute). În viitor, este de dorit să se îndeplinească o nouă estimare a datelor neutronice. Autorul încheierii lui Nikolaev M.N. Conținutul fișierului Rosfund pentru 92-U-232 înlocuiți! Mf \u003d 1 informații generale și speciale despre nuclidul 1 t.r.england, b.f.rider, ENDF-349,

2 MT \u003d 451 Secțiunea de antet MT \u003d 452 Numărul mediu complet de neutroni ai diviziunii MT \u003d 455 NEURI DE INFORMAȚII DE DIVIZIUNI MT \u003d 456 Numărul mediu de neutroni instantanei ai diviziunii MF \u003d 2 Parametri Pandantiv MT \u003d 151 Secțiunea parametrilor rezonanți MF \u003d 3 DILNING Secțiuni Mt \u003d 1 secțiune transversală completă MT \u003d 2 împrăștierea elastică MT \u003d 4 Secțiunea transversală totală a dispersiei inelastice MT \u003d 16 Reacție (N, 2N) 92-U-231 MT \u003d 17 Reacție (N, 3N) 92-U-230 MT \u003d 18 Toate procesele de divizare MT \u003d împrăștierea inelastică cu excitarea nivelurilor discrete MT \u003d 91 împrăștierea inelastică cu excitația nivelurilor continue MT \u003d 102 Captură de radiație: Reacția (N, Gamma) 92-U-233 MT \u003d 251 Cosina de mijloc a unghiul de împrăștiere elastic în laborator. Sistemul de coordonate MF \u003d 4 Distribuții unghiulare ale neutronilor secundari MT \u003d 2 Reacție (N, 2N) 92-U-231 MT \u003d 17 Reacție (N, 3N) 92-U-230 MT \u003d 18 Toate diviziunea MT procese \u003d împrăștierea incompletă cu excitație de niveluri discrete MT \u003d 91 împrăștierea inelastică cu excitația nivelurilor continue MF \u003d 5 distribuția energiei a neutronilor secundari 2

3 MT \u003d 16 Reacție (N, 2N) 92-U-231 MT \u003d 17 Reacție (N, 3N) 92- U-230 MT \u003d 18 MT \u003d 91 Toate procesele de divizare a dispersiei inelastice cu o excitație a nivelurilor continue Uraniu-233 Radioactiv . (T 1/2 \u003d 1,592 * 10 5 ani). Alfa-descompune în Torium-229 (T 1/2 \u003d 7880 ani). Este un combustibil nuclear promițător (baza ciclului de combustibil de uraniu-toriu) în bibliotecile moderne conțin următoarele estimări de date pentru Uraniu-233. Fundația-2.2 și Brand-2 Evaluarea lui Sukhorukhan și Klepacksky, EFF / B-VII.B2 - Evaluare Young, Shadwick, Talou, Leal, Derrien, Jendl-3.3 și Jeff-3.1 Evaluare T.Mutsunobu, T.Kawano, în plus, (2005) evaluarea lui V. Mashlova. 1. Regiunea neutronilor termici și a zonei de rezonanțe permise. Tabelul 1 prezintă secțiunile de căldură estimate și integranele rezonante ale capturilor și diviziunilor, precum și numărul neutronilor instantanei de divizare în comparație cu estimările datelor experimentale Muhabhab și cu Teller, precum și cu o evaluare coordonată a secțiunilor termice realizate Grupul internațional privind standardele din 2005 2. În ultima evaluare este luată în considerare toate diferențele dintre valorile de sprijin utilizate în obținerea rezultatelor finale. Tabelul 1. Secțiunile de căldură și integrale rezonante. Sursa σ С (RI C Σ F (EV) RI F Fundația ENDF / b-VII.B Jendl Mukhabhab ± ± ± 0,004 Tellier ± ± 17 Standarde ± ± după cum vedem discrepanțele în acceptarea datelor estimate Pe secțiuni și integrale rezonante nu depășesc erorile estimate ale setului de date experimentale. Descrierile zonei de rezonanțe permise diferă semnificativ. Această zonă se extinde la 100 EV în estimarea lui Sukhorukhan și Klepacksky, conține 178 de rezonanțe, energia ultimului EV. În viitor, această evaluare nu va fi considerată clar depășită. 2 Datele sunt comunicate de participanții la Grupul Internațional din Rusia V.PRAEV, S. Badikov și E.GAM 3

4 În evaluarea lui Mitsunobe și Cavano, granița zonei rezonanței permise -150 EV. Parametrii din 190 de rezonanțe cu energia maximă EV în estimarea adoptată în ENDF / B-VII.B2 Limita regiunii Rezonanțele permise de 600 EV sunt date; În acest domeniu există parametri 738 rezonanțe. În plus, sunt date parametrii a 16 state legate și 16 rezonanțe care stau la baza acestei zone. Această evaluare este acceptată și Maslov. Evaluarea parametrilor rezonanți se face ținând cont de noile măsurători ale secțiunii și secțiunii complete a diviziei făcute cu foarte mult rezoluție înaltă La acceleratorul Orela din G.G. folosind. program celebru. Summy care descrie setul de date experimentale de către cele mai mici pătrate bazate pe formalismul R-Matrix 3. Figura 1 prezintă cantitatea tot mai mare a numărului de rezonanțe și în fig. 2 creșterea sumei lățimii de mai sus neutronice. Liniile subțiri au efectuat aproximări liniare la site-urile inițiale (până la 400 EV) ale acestor curbe. Din fig. 2 Este posibil să se concluzioneze că nu există practic nici o trecere a rezonanțelor în zona luată în considerare. Figura 2 arată că, în intervalul EV, există un non-proprietar al lățimilor de neutroni de mai sus și apoi mai mare de 500 EV, se păstrează rata anterioară de creștere a cantității de lățime. Lipsa de rezonanțe cu lățimi mari, desigur, nu este o mărturie a nivelurilor de niveluri, dar se îndoiește de corectitudinea determinării parametrilor rezonanți la intervalul specificat. În ciuda acestui fapt, evaluarea parametrilor rezonanți ai ENDF / B-VII.B2 este cu siguranță cea mai completă și mai fiabilă și rosfond ar trebui luată exact această evaluare. Numărul de energie de rezonanță, EV ENDF / B-V II Fig.1. Suma tot mai mare a numărului de rezonanțe 3 LC Leal, H. Derrien, JA Harvey, KH Gaber, NM Larson și RR Spencer, analiza rezonanței R-Matrix și proprietățile statistice ale parametrilor de rezonanță din U-233 în gama de energie neutronică de la Thermal la 600 EV, ORNL / TM-2000/372, martie

5 C Umma.<Гn0> "Energie, EV Fig.2. Suma văzurilor de neutroni de mai sus. 2. Regiunea rezonanțelor nerezolvate. EFF / B-VII în ENDF / B-VII.B2 Zona de rezonanțe nerezolvate se extinde la 40 kEV; structura Din secțiunile transversale sunt descrise de parametrii S-, P- și D-valuri; fișierul parametru de rezonanță mijlocie este recomandat numai pentru contabilizarea auto-scripting-ul rezonant al secțiunilor, secțiunile medii în sine sunt specificate în fișierul MF \u003d 3. În Jundl-3.3 (și, prin urmare, la Jeff-3.1), regiunea rezonanțelor nerezolvate se extinde doar până la 30 kEV; sunt specificate parametrii; numai valurile S și R, dar acești parametri sunt recomandați pentru calcularea nu numai a factorilor de auto-scârțâit , dar și din secțiunile de mijloc. În evaluarea regiunii Maslov a rezonanțelor nerezolvate se extinde la pragul de împrăștiere a CEV inelastic. Parametrii S-, P- și D-valuri, cu ajutorul cărora sunt descrise și secțiuni medii . Acesta este avantajul evident al evaluării lui Maslov, cu toate acestea, este necesar să se ia în considerare modul în care secțiunile medii calculate sau specificate sunt în concordanță cu datele experimentale existente. În figura 3 se estimează dans pe Secțiunea transversală completă este comparată cu datele experimentale. În Jendl-3.3 instalat experimental U-233 Total URR + secțiune transversală a regiunii rapide, Barn Endf / B Jendl \u003d Jeff Maslov Fulwood57 Stupegia62 Pattenden E + 02 1.E + 03 1.E + 04 1.E + 05 ENERGY, EV Fig.3. Secțiune completă în domeniul rezonanțelor nerezolvate 5

6 Structura secțiunii complete este reprodusă de variații ale distanțelor medii între rezonanțe și lățimi neutronice (pentru toate valorile lui J și Paritatea). Nu există uleiuri ale acestor variații artificiale și, prin urmare, nu sa manifestat cu nici o structură medie de dimensiuni medii. În general, secțiunea medie din acest rating este legată de hambar (~ 5%) mai mică decât în \u200b\u200bcele două cele anterioare, care, totuși, nu depășește împrăștierea datelor experimentale. Luați în considerare datele acum despre secțiunile parțiale. În fig. 4 Cu date experimentale, secțiunile transversale estimate ale secțiunii transversale, HARN U-233 URR ENDF / b Jendl \u003d Jeff Maslov Gaber2001 Nizamuddin E + 02 Energie, EV 1.E + 03 Fig.4a este comparată. Secțiunea în zona rezonanțelor nerezolvate 15.0 Secțiune transversală, Barn U-233 Urr de fisiune Jendl \u003d Jeff Gaber2001 Nizamuddin74 ENDF / B MASLOV E + 03 ENERGY, EV 1.E + 04 Fig.4b. Secțiunea în domeniul rezonanțelor nerezolvate 5.0 U-233 URR de fisiune + secțiune transversală a regiunii rapide, Barn Jendl \u003d Jeff Gaber2001 Nizamuddin74 Maslov ENDF / B E + 04 ENERGY, EV 1.E + 05 Fig.4b. Secțiunea de divizare în rezonanțe nerezolvate 6

7 Prezentarea datelor în lucrările cotate este detaliată în mod inutil: răspândirea punctelor nu reflectă nici o structură rezonantă detaliată, pentru aceasta, rezoluția nu este suficientă, nici structura brută. În fig. 4G Datele estimate sunt comparate cu un interval experimental de la 600 la 800 EV. Datele experimentale au fost medii de subintele și rezultatele medii sunt prezentate prin histograme. După cum se poate observa, structura brută a secțiunilor divizării, afișată în estimările ENDF / B-VII.b2 și Jendl-3.3, doar reflectă calitativ rezultatele măsurătorilor care nu sunt în concordanță între ele în detaliu. Acest lucru pune în îndoială fezabilitatea descrierii structurii secțiunii transversale a diviziunii în această gamă de energie a secțiunii transversale, Barn Endf / B Jendl \u003d Jeff Maslov 5.0 Gaber2001 Nizamuddin74 Gaber2001 Nizamuddin E + 02 7.E + 02 8.E + 02 Energie , EV Fig.4. Secțiunea transversală a divizării în zona rezonanțelor nerezolvate din Fig.5 Estimările secțiunii transversale este comparată cu datele din Weston, singura disponibilă în această sarcină în domeniul rezonanțelor nerezolvate. Evaluarea adoptată în ENDF / B-VII.B2 depășește în mod clar secțiunea transversală a convulsii. În descrierea fișierului de referință la orice date experimentale suplimentare din acest domeniu. În legătură cu toate cele de mai sus, este recomandabil să includeți în Rosfond Maslovskaya Estimarea datelor în domeniul rezonanțelor nerezolvate U-233 Captură URR + Regiunea rapidă ENDF / B Jendl \u003d Jendl Secțiune transversală, Barn Weston Eeee + 03 Energie, EV Fig.5. Secțiunea transversală a sechestrului în zona rezonanțelor nerezolvate 7

8 3. secțiuni în afara zonei de rezonanță din fig. 6. Estimările secțiunii complete sunt comparate cu datele experimentale existente. Discrepanțele dintre estimări sunt semnificativ mai mici decât împrăștierea datelor experimentale, astfel încât acestea pot fi declarate că toate sunt la fel de bune. Secțiune transversală, Barn Endf / B Maslov Green73A Poenitz83 Poenitz78 Jendl \u003d Jeff Foster JR71 Green73b Poenitz E E E E E E + 06 ENER, EV 10.0 Fig.6a. Secțiune transversală completă. 9.0 Secțiune transversală, Barn Endf / B Jendl \u003d Jeff 5.0 Maslov Green73A Foster JR71 Green73B 4.0 Poenitz83 1.E + 06 1.E + 07 Energie, EV Figura 6b. Secțiune transversală completă. Figura 7. Datele experimentale Comparați estimările secțiunii Diviziei. Aici statul afacerilor nu este atât de bun: împrăștierea datelor experimentale 8

9 secțiune transversală, Barn Jendl \u003d Jeff Tovesson2004C Gaber2001 Shcherbakov2001 Maslov Endf / B Meadows74 Poenitz E + 05 1.E + 06 1.E + 07 ENERGY, EV Fig.7a.things Secțiunea 9

10 secțiune transversală, Barn Jendl \u003d Jeff Tovesson2004C Gaber2001 Shcherbakov2001 Maslov ENDF / B Meadows74 Poenitz E + 05 1.E + 06 1.E + 07 Energie, EV 2.8 Fig.7b. Secțiunea secțiunii transversale, Barn Jendl \u003d Jeff Maslov Shcherbakov2001 ENDF / B Pankratov63 Medous Zasadny-84 Arlt-81 Alkhaz-83 Adams E E E E E + 07 Energie, EV Fig.7V. Secțiunea secțiunii. Depășește mult erorile atribuite lor. Ca rezultat al discrepanței dintre sfoară estimată din experimentul ajunge în vecinătatea 1 MeV și 8MEV ± 5%. Sub 175 KEV evaluarea maslinului este mai bună decât altele cu datele experimentale, evaluarea EDDF / B-VII.B2 este mai mare. Observăm, apropo, că, atunci când efectuăm această estimare, rezultatele numeroasele măsurători ale relațiilor divizării de Uraniu-233 și Uraniu-235 a diviziei de Uraniu-233 și Uraniu-235 au fost normalizate la secțiunea standard din divizia Uraniu-235, adoptată în 2005 (și inclusă în Rosfond). În figura 8. Datele experimentale unice ale Hopkins compară rezultatele evaluărilor. Datele ENDF / B-VII.B2 merg direct în punctele experimentale; Alte două estimări diferă de ele prin magnitudinea ordinii de eroare. Informații experimentale Imagini neutroni inelastice în uraniu-233 este absent. Figura 9 este o comparație a rezultatelor evaluărilor discutate. Aproape de diferențele de prag dintre ele sunt foarte mari. Minim în secțiunea transversală completă a dispersiei inelastice în ENDF / B-VII.B2 estimări sub 700 kev, adică Doar la pragul împrăștierii inelastice cu excitația spectrului continuu al nivelurilor luate în această evaluare. În alte două estimări, acest prag este de 100 KEV de mai jos. Pentru a clarifica situația din fig. 8 Secțiunea transversală completă a dispersiei inelastice din fișierul Uraniu-233 de la ENDF / B-VI este aplicată. Este 10.

11 este semnificativ mai mică decât estimările moderne, dar, ca în ele, nu există vârf pe prag. 1.E + 00 Secțiune transversală, 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 Energie, EV Fig.8. Captură secțiunea 2.0 U-233 1.5 secțiune transversală Inelastică, hambar E E E E E + 07 Energie, EV Figura 9. Secțiunea transversală completă a secțiunii transversale de împrăștiere inelastică, BARN ENDF / B-VII MT \u003d 3 ENDF / 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 Energie , EV Fig.10. Secțiuni de împrăștiere elastică (MT \u003d 2) și secțiunea transversală totală a interacțiunilor inelastice (MT \u003d 3) 11

12 din fig. 10 prezintă secțiunile estimate ale împrăscării elastice și secțiunea transversală totală a interacțiunilor inelastice 4. Se poate observa că o anomalie în secțiunea transversală a împrăștierii inelastice a fost reflectată în comportamentul secțiunii transversale totale a interacțiunilor inelastice, care diferă semnificativ estimarea Maslov. Prezența acestei anomalii care nu are un loc pentru uraniu-235 (secțiunea transversală a interacțiunilor inelastice pentru care este dată și pentru compararea în Fig.10), dăunează îndoielilor în corectitudinea evaluării adoptate în ENDF / b -VII.b2. Fig.11 prezintă date privind secțiunile transversale ale reacțiilor (N, 2N) și (N, 3N). Secțiune transversală, Barn ENDF / B (N2N) MASLOV (N3N) ENDF / B (N3N) Masllov (N3N) E E E E E + 07 ENERGY, EV Fig.11. Secțiunile de reacție (N, 2N) și (N, 2N). Date experimentale diferențiate pentru aceste reacții. Difuzele în estimările de peste 16 MeV sunt mari. În mod indirect, în favoarea estimării ENDF / b-vii.b2, se spune că a fost efectuată până la 30 MeV, în care rolul reacțiilor (N, Xn) este foarte semnificativ și, fără îndoială, calculul secțiunilor lor a cerut ca evaluatorii de o atenție sporită. Reacție (N.4n) aproximativ 19 MeV. Secțiunea UE, chiar și la 20 MeV, este o mulțime de milibarne. Când neutronul interacționează cu Uraniu-233, cu toate energiile, sunt posibile reacții (N, P) și (N, α). Datorită bariera de coulomb mare a secțiunii transversale a acestor reacții, mici: chiar și la 20 MeV, prima dintre ele în conformitate cu estimările EAF-2003 este de 70 mm; Al doilea este de 5 milibarne. Cu toate acestea, secțiunile transversale ale acestor reacții în Rosfond pare adecvat. Rezumând cele de mai sus, se poate concluziona că secțiunile transversale neutronice, evaluate de Maslov, care, de regulă, să fie aproape de estimarea de la ENDF / B-VII.B2, nu au o secțiune anormal de mare a dispersiei inelastice în zona sub 700 kev. 4. Numărul de neutroni secundari și distribuția lor unghiulară energetică 4.1. Numărul de neutroni ai diviziunii Neutronii estimați ai neunium-233 în neutronii termici sunt prezentate în tabelul 1. Valoarea adoptată în ENDF / B-VII.B2 depășește recomandarea Grupului privind standardele (pe baza estimării comune a Toate datele în funcție de ν P (233 u)) trei abateri standard atribuite acestei magnitudini. 4 Secțiunea transversală a MT \u003d 3 din Jendl-3.3 nu este specificată și este dificil să o obțineți, deoarece componentele sunt stabilite pe diferite rețele de energie. Din același motiv, Mt \u003d 3, Mt \u003d 3 este dat numai pragului de reacție (N, 2N). 12.

13 Această diferență este exact egală cu depunerea neutronilor întârziată adoptată în această estimare: ν D \u003d Astfel, în evaluarea datelor pentru ENDF / b-VII.b2, valoarea recomandată de grupul internațional în conformitate cu standardele ca n T a fost considerată ca fiind considerată ca ν p. Evaluare Jendl-3.3 sub valoarea recomandată la 2,6 deviația standard. Estimarea Maslov este, de asemenea, mai mică, dar numai 1 deviație standard. Pare potrivit să se adopte magnitudinea recomandată de Grupul Internațional privind standardele din Rosfond, adică ν T \u003d numărul de neutroni rătăciți în conformitate cu estimările ENDF / B-VII.B2 la energii mici este egal cu; Potrivit lui Jendl, și aproape la fel de mult pe ulei, dacă luăm n d \u003d 0,0068, atunci pentru v p, avem un număr "rotund" în fig. 12 prezintă dependența energetică a lui ν P în funcție de diferite estimări în comparație cu datele experimentale. Toate datele experimentale date sunt renormale fie pe ν P (252 cf) \u003d 3,7606 sau pe ν P (233 u; 0,0253EV) \u003d 2.490, în funcție de ENDF / B de 2,5 Maslov, Smrenkin-58 Nurpeisov-73 Nurpeisov-75 GWIN-86 KOLOSOV-72 EEEEEEEEEE E + 06 ENERGY, EV Fig.12a. Numărul de neutroni de divizare instantanee. Cursa ruptă a lui ν P cu energia adoptată prin petrol, datele experimentale nu este justificată. În general, până la 1,5 MeV adoptată în această estimare, n R pare să fie subevaluată. La energii mai mari, datele sunt prezentate în fig. 12B Nubar 4.0 ENDF / B Jendl 3.5 Maslov Smiroshin Nurpeisov-73 Nurpeisov Gwin-86 KoloSov E E E E E E E E E E E E E E E E / 07 Numărul de neutroni de divizare instantanee. 13.

14 În această zonă, estimările ENDF / B-VII.B2 sunt cele mai bune. UE Este foarte posibil să se accepte cu energii mici dacă înlocuiți valoarea lui ν P în zona termică (a se vedea figura 12a). În fig. 13 prezintă dependența de energie estimată ν d. Pentru comparație, există atât pentru Urana-235 cât și pentru Plutonium-239. Comparația arată că dependența energetică a n D adoptată în ENDF / B-VII.B2 este eronată. Nu există motive fizice pentru acest comportament. În schimb, scăderea în n D cu energia manifestată în toate celelalte estimări se datorează apariției unor șanse suplimentare de divizare. În Rosfond, este recomandabil să adoptăm dependența energetică n D de la Jendl-3.3, care o amintesc la valoarea adoptată de v D în regiunea termică nubar ENDF / b Jendl-3.3 Maslov U-235-Rosfund PU-239-Rosfund Eeeeeeeeee E + 07 Energie, EV Fig.13. Dependența energetică a producției de neutronare ignifugă 4.2. Spectrele diviziei neutronice. Spectrele instantanee de divizare a neutronilor din estimările luate în considerare sunt descrise substanțial diferit. În EFF / B-VII.B2, aceste spectre sunt specificate de forma UATT cu parametrii A (E) și B (E), în funcție de energia neutronică E, provocând divizia: 2exp (-AB / 4) χ (E) \u003d Exp (E / A) SH Fii πA 3B Caracterul acestei dependenți poate fi văzut din Fig.14, care arată dependența energiei medii de neutroni energetice< E >\u003d A (3/2 + AB / 4) ca funcție E. Secțiunea antetului afirmă că spectrele de neutroni divizii sunt adoptate în conformitate cu evaluarea Jendl-3.3. Acest lucru nu este în mod evident în întregime adevărat, deoarece în evaluarea lui Jendl-3.3, neutronii instantanei ai neutronilor diviziunii sunt diferiți, și anume funcțiile specificate în 164 de puncte cu fiecare dintre cele 7 energii inițiale. În mod similar, spectrele de divizare sunt determinate și în evaluarea lui Maslov, dar spectrele sunt stabilite în 326 de puncte cu fiecare din cele 22 de energie inițială în intervalul la 20 MeV. paisprezece

15 Energie medie de fisiune de fisiune 2.40 ENDF / B-VII, E E E E E E E + 07 ENERGY, EV Fig.14. Dependența energetică a energiei medii a energiei neutroni asupra modului în care au fost obținute neutronii instantanei ai diviziunii în descrierea fișierului Jendl-3.3, nimic nu spune. Se menționează în descrierea fișierului Maslov: "Spectrele neutronilor diviziei instantanee (CMN) au fost calculate utilizând modelul semi-empiric 5. Spectrele neutronice emise înainte de împărțirea în (N, NF), (N, 2NF) și procesele (N, 3NF) au fost calculate pe modelul statistic Hauser - Fessbach, luând în considerare procesele precursoare. Calitatea descrierii a fost verificată pe baza datelor experimentale ale strokets-83, Starostas-85, Lajtai-85 și MIRA-02. Indicați o scădere a energiei medii a energiei neutronice care depășesc pragurile de reacție (n , NF), (N, 2NF) și (N, 3NF). Spectrele neutronice emise de fragmentele diviziilor au fost calculate ca suprapunerea a două spectre Beatt corespunzătoare unui fragment ușor și greu, caracterizat prin parametri care determină energia medie. În același timp, diferența de energii cinetice a fragmentelor și dependența acestor energii din momentul neutronilor emise înainte de diviziune a fost luată în considerare. Acest mecanism a determinat scăderea energiei medii a neutronului diviziunii atunci când pragurile de divizare au depășit cu emisia preliminară de neutroni ". Ratiunea dată respectă pe deplin cu prezentarea curentă a mecanismelor de a emite neutronii divizării și faptul că evaluarea a permis descrierea și datele experimentale crește fiabilitatea acestora. Adevărat, aproape toate spectrele au fost măsurate pentru a împărți neutronii termali și numai datele muirului au fost obținute la energia de 550 keV, cu toate semnificativ sub pragul de reacție (N, N F). Fie ca, așa cum poate, spectrele date în estimarea Maslov sunt cele mai fiabile. Să discutăm despre datele privind neutronii întârziată. În bibliotecă, Rosfond, la fel ca în Jeff-3.1, a adoptat o prezentare universală de 8 grupuri a lui Dannis privind neutronii întârziată. Definiția grupurilor este în egală măsură pentru nucleele de divizare: fiecare dintre ele include un anumit grup de precursori cu perioade apropiate de jumătate de viaţă. Datorită acestui fapt, decăderea constantă a grupurilor nu depinde de nucleul divizat. Nu depinde de nucleul delicat și de spectrele neutronilor fiecărui grup de precursori. Cu toate acestea, randamentul total al neutronilor întârziate și ponderea grupurilor este de înțeles, depind de nucleul de divizare și de diviziunile privind energia neutronică. Ca și în cazul altor cereale care se divizează, există 8 evaluări de grup de la Jeff-3.1 pentru Uraniu-233, cu următoarele excepții. 5 Maslov V., Porodzinskij yu., Baba M., Hasegawa A., Kornilov N., Kagalenko A., Tetereva N.a. Indc (BLR) -..., IAEA, Viena 15

16 1. Numărul neutronilor întârziate emis în timpul diviziunii prin neutroni termici este luat egal cu (în Jeff-3.1 este egal cu ENDF / b-VII.B, Maslova). Dependența energetică a acestui număr este de cum ar fi evaluarea JEFF-3.1 (cm. Fig.13). 2. Spectrele grupurilor de neutroni rătăciți sunt acceptate de către Uraniu-235 (vezi mai jos P) și pentru toate celelalte divizive de nuclee. Cu toate acestea, fiecare dintre cele 8 grupuri sunt acceptate la fel ca în Jeff-3.1, adică Pe baza recomandărilor funcționării spectrelor și a distribuțiilor unghiulare ale neutronilor împrăștiați și a neutronilor reacțiilor (N, XN), în figura 15, valorile estimate ale primelor trei momente ale distribuțiilor unghiulare ale neutronilor elastici împrăștiați sunt comparativ. Estimările sunt foarte apropiate unul de celălalt. Toate acestea sunt obținute prin calcul. Încă, conține rezultatele unei singure lucrări nepublicate de HAOAUT-82, în care au fost măsurate distribuțiile unghiulare ale neutronilor cu o energie de 0,7 și 1,5 MeV. Cu aceste energii, este extrem de dificil să se distingă neutronii elastici împrăștiați de la niveluri ne-elastice. Într-o scurtă descriere dată în Invizibil, nu este descrisă procedura de separare a acestor procese, se spune doar că amendamentul pentru împrăștierea inelastică introdusă de autor a fost de la 5 la 35%, iar la 0,7 MeV și la 1,5 MeV. Deoarece cu numele discrepanțelor în estimări, nu există o fiabilitate ridicată, iar experimentul nu este extrem de fiabil, o comparație destul de consumatoare de timp cu acesta este discutată inutilă. Este recomandabil să se includă o estimare de la ENDF / B-VII.B2 în Rosfond, care este de obicei o poziție intermediară a valorii cuplului unghiular ENDF / B-VII 0,1 Jenff-3,1 E E E E E + 07 Uleiuri, EV Fig.15. Momentele unghiulare ale distribuției neutronilor elasticitori: curbe solide ale primului moment (cosinus mediu al unghiului de împrăștiere), bara de 2 ani, punctată în clipa treilea. 6 SPRIGGS, Campbel și Pikksikin, PRG NuCL ENG 41,223 (2002) 16

17 În ceea ce privește spectrele neutronilor non-anormali, apoi sub nivelul de excitație a nivelurilor continue, acestea sunt determinate de completitudinea contabilității nivelurilor excitate ale nucleului țintă. În acest sens, evaluarea lui Maslov are un anumit avantaj față de Jendl-3.3: ia în considerare toate nivelurile specificate în baza de date PCNUDAT 2 2, în timp ce în Jendl-3.3, excitația nivelurilor cu energii de la 400 la 600 kEV este nu este descris. În ambele estimări, inițierea nivelului continuum este descrisă de la 600 kev, adică În urma zonei de niveluri discrete. Evaluarea adoptată în ENDF / B-VII.B2, nu discutăm aici din cauza îndoielii cu privire la aceasta în corectitudinea descrierii comportamentului energetic al secțiunii transversale totale a dispersiei inelastice (vezi mai sus. 3). Spectrele neutronice împrăștiate cu excitația nivelurilor continue din Fig.16 prezintă spectrele neutronice care testează împrăștierea inelastică cu excitația continuității nivelului nucleului țintă. Datele sunt date pentru energiile inițiale de 6 MeV, 10 MeV și 14 MeV. La 6 MeV, adică Sub pragul de reacție (N, N F), spectrul Maslovsky este semnificativ mai dur decât restul: Evident, proporția neutronului precursor emis de mai sus. La 10 MeV, estimările spectrelor de neutroni diferă semnificativ. În spectru, adoptat în neutronii Jendl-3.3 cu energii sub 3.7 MeV sunt în general absente, adică. Se presupune că, după emisia de neutroni atât de lenți, ar trebui să fie întotdeauna împărțită. În estimarea ENDF / B-VII.B2, coada neutronilor relativ lenți este iaz, iar în estimarea Maslovskaya pe această coadă, se manifestă, de asemenea, maximul din regiunea de aproximativ 1 MeV. La 14 MeV în spectrul Jendl-3.3, nu există neutroni cu energie sub 5 MeV, dar probabilitatea de a emite neutroni cu energiile de 6-8 MeV este semnificativ mai mare decât în \u200b\u200balte două estimări. Spectrele ENDF / B-VII.B2 și Maslovsky deasupra 7 MeV sunt aproape, dar în spectrul Maslovsky există o coadă lungă de neutroni lenți. Din anumite motive, după emisia de neutroni lenți, nu apare nici o reacție (N, 2N) sau diviziune. Probabilitate / MeV 9.0eeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeee + 07 Energie EN ENDF / B-VII; 6 MEV ENDF / B-VII; 10 MEV ENDF / B-VII; 14 MEV JendL-3.3; 6 MEV JendL-3.3; 10 MEV JendL-3.3; 14 MeV Maslov; 6 MeV Maslov; 10 MeV Maslov; 14 MeV Fig.16. Comparația spectrelor neutronice, inelastic împrăștiate cu excitația nivelurilor continue. 17

18 din fig. 17 Comparați estimările spectrelor de neutroni de reacție (N, 2N) pentru două energii inițiale de 10 și 14 MeV. Diferențele în estimări sunt foarte mari, mai ales la 14 MeV. Discrepanțele indică starea disfuncțională a afacerilor cu estimarea spectrelor și a devenit, iar secțiunile transversale ale proceselor care apar pe diferite canale și în diverse feluri (Foreronom non-neutron și evaporare obișnuită, diviziune după emisia de unul sau doi neutroni într-un fel sau altul). Deoarece nu există diferențe semnificative în estimările secțiunii de diviziune totală, există compensații pentru diferențele de evaluare a contribuțiilor diferitelor mecanisme de reacție. Spectre (N, 2N) Probabilitate / MeV 1.0E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E RO 10 MeV ENDF / 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 E E E E E E + 06 ENERGY, EV Fig.17. Compararea spectrelor neutronice de la reacție (N, 2N). Din considerată, este clar că evaluarea spectrelor reacțiilor continue din ENDF / B-VII.B2 într-un sens este intermediară și aceasta generează o ispită de a alege pentru Rosfond. Cu toate acestea, cu validarea ulterioară a fișierului compozit, în care secțiunile sunt luate de la o estimare, iar spectrele din cealaltă pot apărea. Deoarece secțiunile sunt decise să ia, atunci spectrele ar trebui luate în conformitate cu această evaluare. Rețineți că sunt prezentate datele Spectrelor din ENDF / B-VII.B2 (spre deosebire de celelalte două) în formatul fișierului MF \u003d 6, adică Spectrele sunt date luate în considerare corelațiile dintre energia și unghiul de împrăștiere. Această corelație, totuși, este descrisă simplificată de sistematica semi-empirică a lui Kalbach-Mann. În plus față de spectrele neutronale, spectrele nucleelor \u200b\u200bde recul sunt descrise (nu există un răspuns practic), dar spectrele fotonice emise în procesele continue nu sunt descrise. Aceasta este o altă mărturie a unei astfel de evaluări, care urmează, atunci când revizuiește evaluarea, eliminați. 5. Datele privind nașterea fotonilor în reacțiile neutronice și nici în estimarea Maslovsk, nici în evaluarea Jendl-3.3, nu sunt date date privind formarea fotonilor. Jeff-3.1 include date privind formarea de fotoni preluați de la ENDF / B-VI (evaluare Stuart și Weston 1978). În ENDF / B-VII.B2 cu date revizuite privind radiația gamma cu captura de radiații. Aceasta 18.

19 moduri în care alegerea estimărilor este practic nu. Luați în considerare ceea ce se bazează datele valoroase existente. Total împrăștierea inelastică: MT \u003d 4. Deoarece în evaluarea lui Stewart și Weston, a fost luată în considerare o excitație a primului prim nivel de otrăvire, tranzițiile numai între aceste patru nivele sunt descrise în spectrul fotonului. Spectrul de fotoni formați în timpul excitației continuumului este descris de un spectru continuu de fotoni, care este acceptat ca și pentru plutoniul de peste 1,09 MeV multiplicitate pentru MT \u003d 4 adoptat egal cu zero. Posibilitatea unei descrieri mai corecte a spectrelor fotonice, care a fost deschisă în legătură cu descrierea explicită a unui număr semnificativ mai mare de niveluri (28 în ENDF / B-VII.B2, 25 din Maslov, 25 în Jendl- 3.3) nu este realizat oriunde. Fotoni emise în Divizia: Multiplicitatea la 1,09 MeV corespunde estimării gofmilor 8; Spectrele în sine sunt acceptate ca și pentru plutoniu de peste 1,09 MEV multiplicitate este luată egal cu zero. Multiplicitatea emisiei fotonului la capturarea sub 1,09 MeV este adoptată aleatoriu de un spectru egal este acceptat ca și pentru plutonium-239 cu ajustarea diferenței de energie de reacție. Peste 1,09 MeV este o secțiune transversală a formării fotonilor cu interacțiuni inelastice (fișierul MF \u003d 13) și spectrul normalizat (în fișierul MF \u003d 15) este același ca și pentru plutoniul în ENDF / B-VII.B2, multiplicitatea emiterii fotonului atunci când capturarea și spectrele lor sunt calculate de programul Gnash. Toate celelalte date sunt acceptate așa cum s-a descris mai sus, adică. de la ENDF / B-VI.7. Rosfond ar trebui să includă date privind formarea fotonilor de la ENDF / B- VII.B2. Cu mai multe revizuiri ale fișierului și, în special, în cazul unei soluții pentru a activa fișierul MF \u003d 6, trebuie efectuată un calcul mai corect al fotonilor format în reacțiile neutronice. Concluzia pe baza celor de mai sus este prezentată pentru a fi adecvată pentru a forma un dosar combinat pentru Rosfondda după cum urmează. 1. Fișierele MF \u003d 2 și MF \u003d 3 preluați de la evaluarea lui Maslov. În zona de rezonanțe permise, ele, după cum sa menționat, coincid. 2. Dependența energetică a neutronilor divizării este luată în conformitate cu ENDF / B-VII.B2, înlocuind valoarea în timpul energiei termice pe adică Astfel încât numărul total de neutroni ai diviziunii au coincis cu grupul recomandat în funcție de valoarea standardelor pentru a include datele privind secțiunile transversale (NP) și (N, ALFA) de la EAF, respectiv, reducerea secțiunii transversale a dispersiei elastice, și în zona rezonanțelor permise, introduceți o secțiune transversală completă egală cu cantitatea (NP) și (N, Alfa). 4. Numărul neutronilor întârziată din punct de vedere al punctului de căldură care urmează să fie luate egal cu și dependența de energie în conformitate cu evaluarea JEFF ia de asemenea descrierea de 8 grupă a neutronilor întârziată de la Jeff spectrele neutronilor de întârziere să accepte cum ar fi pentru uraniu-235 și grupuri relative de grupuri în conformitate cu JEFF ENDF / B-VI. 7, Mat \u003d D. C. Hoffmann și M. M. HJFFMANN, Ann. Rev. Nucl. Sci. 24, 151 (1974) 19

20. Distribuțiile unghiulare ale neutronilor elastici sunt luați în conformitate cu estimarea ENDF / B-VII.B2, distribuțiile unghiulare rămase în conformitate cu evaluarea lui Maslov. 7. Spectrele neutronilor diviziunii instantanee și spectrele continue ale altor reacții sunt luate în conformitate cu evaluarea lui Maslov. 8. Activați datele privind rezultatele produselor de fisiune în conformitate cu estimarea R. Mills (Jeff). 9. Date privind formarea fotonilor în reacțiile neutronice care trebuie luate în conformitate cu ENDF / B-VII.B2. Autor de recomandare Nikolaev M.N. Conținutul fișierului 20.

21 92.3. Conținutul de uraniu-234 în amestec natural% radioactivă. (T 1/2 \u003d 2,455 * 10 5 ani). Alfa-decădere în Torium-230 (T 1/2 \u003d 7,54 * 10 4 ani). Bibliotecile moderne conțin următoarele evaluări ale datelor pentru Uraniu-233. Fundația-2.2 Evaluare T.OHSAWA, M.INOUE, T.NFKAGAWA, 1987 ENDF / B-VII.B2 - Evaluarea tinerilor, Evaluarea Jendl-3.3 T.WATANABE, 1987 JEFF-3.1 Evaluarea lui Maslov, în evaluările luate în ENDF / B-VII. B2 și în Jeff-3.1 limita regiunii de rezonanță permisă care conține 118 rezonanțe și o afecțiune asociată este egală cu 1500EV. Pozițiile de rezonanță sunt exact aceleași. Lățimea rezonanțelor, totuși, diferă. În capăt / b-vii.b2, ele corespund lui Muhabhab-84; Maslova utilizează o evaluare ulterioară de la Jendl-3.2. În fig. 1 prezintă cantitatea tot mai mare a numărului de rezonanțe, în fig. 2 Suma lățimilor reduse de neutroni. Din grafice, se poate concluziona că o parte mai mare de 900 de rezonanțe este omisă, dar rezonanțele ratate au lățimi mici, iar trecerea lor nu ar trebui să afecteze în mod semnificativ secțiunile transversale calculate. Numărul de rezonanțe Energie, EV Fig.1. Cantitatea tot mai mare a numărului de rezonanțe ale summei<Гn0> "ENDF / B-VII Energie, EV Fig. 2. Cantitatea de neutroni redusă Shirin 21

22 din fig. 2 Se poate observa că, în evaluarea lățimilor neutronilor Maslov, sunt adoptate mai mici decât în \u200b\u200bENDF / B-VII.B2 (cu aproximativ 12%). Lățimile radiațiilor, dimpotrivă, în medie cu 45%. Lățimile de etanșare practic coincid. În ambele estimări există zone de rezonanțe nerezolvate descrise de parametrii S-, P- și D-Wave. În evaluarea lui Maslov, acești parametri variază foarte mult cu energia, descriind structura brută a secțiunilor. Rezultatul este vizibil din fig. 3 și 4, care compară secțiunile capturilor și divizării deasupra regiunii rezonanțelor permise. 1.00E E + 00 Maslov, Capture ENDF / B-VII, Secțiunea de captură Muradyan-99, Hambar 1.00E E E E E E E E E + 07 Energie, EV Fig.3. 1.00E E + 00 Secțiune transversală, Barn 1.00E E-02 James-77 Medous-78 Uleiuri, Diviziunea 1.00E-03 ENDF / B-VII, Diviziunea 1.00E E E E E + 07 Energie, EV Fig.4. Secțiunea secțiunii. Creșterea în evaluarea secțiunii Maslov a sechestrului este justificată de singurul rezultat al orașului Muradhaan. Reflectat în evaluarea lui Maslov, structura subdiviziunii reflectă rezultatele lui James. Concluzie în Rosfond este recomandată pentru a lua o evaluare a lui Maslov de la Jeff-3.1. Spectra 8 Grupuri de neutroni de întârziere trebuie luați ca uraniu-235. Ieșiri 22.

Produsele de divizie Uraniu-234 sunt conținute în ENDF / B-VI (Ingland și cititor 1989) și în Jeff-3.1 (Mills, 2005). Luați cel mai recent rating. Secțiunile transversale ale reacțiilor principale ale spectrelor integrale sunt prezentate în tabelul total allastic (N, 2N) (N, F) (N, F) (N, γ) Rezonanță de rezonanță a diviziei 235 u MeV. Autorul concluziei din Nikolaev Mn. Conținutul fișierului Rosfund pentru remake-ul 92-U-234! MF \u003d 1 Informații generale și speciale despre secțiunea de antet nuclide MT \u003d 451 MT \u003d 452 Numărul mediu total de neutroni ai diviziunii MT \u003d 458 Energie de eliberare în timpul diviziunii MF \u003d 2 Parametri Pandantiv MT \u003d 151 Secțiunea parametrilor rezonanți MF \u003d 3 Secțiuni de subțiere MT \u003d 1 secțiune transversală completă MT \u003d 2 împrăștierea elastică MT \u003d 4 secțiune transversală totală a dispersiei inelastice MT \u003d 16 Reacție (N, 2N) 92-U-233 MT \u003d 17 Reacție (N, 3N) 92-U-232 MT \u003d 18 Toate Diviziunea Process Mt \u003d 19 Divizia (prima șansă) MT \u003d 20 Divizia (a doua șansă) - reacție (N, NF) - U-MT \u003d 21 Divizia (a treia șansă) - reacție (N, 2NF) - U- MT \u003d împrăștiere inelastică Cu excitație de niveluri discrete MT \u003d 91 incomplete împrăștierea cu excitarea nivelurilor continue MT \u003d 102 Captură de radiație: reacție (n, gamma) 92-U-235 mf \u003d 4 distribuții unghiulare ale neutronilor secundari MT \u003d 2 împrăștiere elastică MT \u003d 16 reacție (N, 2N) 92-U-233 MT \u003d 17 Reacție (N, 3N) 92-U-232 MT \u003d 18 Toate procesele de divizare MT \u003d 20 diviziune (a doua șansă) - reacție (N, NF) - U- Mt \u003d 21 divizia (terț IL SHANCE) - Reacția (N, 2NF) - U-MT \u003d împrăștiere inelastică cu excitație de niveluri discrete 23

24 mt \u003d 91 împrăștierea inelastică cu excitația nivelurilor continue MF \u003d 5 distribuția energiei a neutronilor secundari MT \u003d 16 Reacție (N, 2N) 92-U-233 MT \u003d 17 Reacție (N, 3N) 92-U-232 MT \u003d 18 TOATE PROCESELE DIVIZIUNI MT \u003d 19 Divizia (prima șansă) MT \u003d 20 Divizia (a doua șansă) - Reacție (N, NF) - U-MT \u003d 21 Diviziune (a treia șansă) - Reacție (N, 2NF) - U- mt \u003d 91 împrăștierea inelastică cu excitația nivelurilor continue de MT \u003d 455, proporțiile de grupuri și spectrele de întârziere a neutronilor MF \u003d 8 ieșiri și caracteristici ale reziunii radionuclizilor rezultate (N, 2N) 92- U -233 mt \u003d 17 Reacție (N, 3N) 92-U-232 MT \u003d 102 Captură de radiații: Reacția (N, Gamma) 92-U-235 MT \u003d 457 Date privind revoluția radioactivă 24

25 92.4.ran Caracteristici generale 1.1. Z \u003d a \u003d ± aw \u003d ± conținut în amestecul natural: 0,72 la%; %% 1.5. Lista reacțiilor neutronice 9 MT Reacția Q, MEV E Pragul., MeV Core-produs *) 234 U 16 (N, 2N) (N, 3N) U 37 (N, 4N) U 19 (N, F 1) FP + N + N, NF2) FP + N + γ 21 (N, 2NF3) FP + N + γ 38 (N, 3NF4) FP + N + γ 102 (N, γ) U 103 (N, P) PA 107 (n, α) mii 1.6. Radioactivitate: Half-Life: 7.038 * 10 8 ani. Probabilitatea de degradare a alfa: probabilitatea diviziunii spontane: 2 * 10-8 Energia de degradare Q α \u003d 4,678 MeV; Q SF \u003d zona rezonantă: (MF \u003d 2) 2.1. Zona de rezonanțe permise Caracteristicile generale ale regiunii Rezonanțele permise 9 în regiunea energetică în cauză sunt, de asemenea, posibile și alte reacții cu plecarea particulelor percepute, (n, t), (n) , 3 el), etc. - inclusiv exo-energia, - (N, 2α), (N, Nα), - ale căror secțiuni transversale nu sunt foarte mici și în fișierul de date evaluate. 25.

26 Spinul și paritatea nucleului țintă: 7/2 - Radius de împrăștiere: R \u003d 0,9602 * CM nu depinde de energie. Se utilizează numai pentru a calcula permeabilitatea fazelor potențiale de barieră și împrăștiere. Formula rezonantă: Raikha Mura. Calculul anizotropiei împrăștiere în conformitate cu parametrii rezonanți nu este prevăzut pentru numărul de momente orbitale (este l \u003d 0, adică numai S-rezonanțe) Numărul de sisteme de rezonanță cu diverse rotiri J: Două (J \u003d 3 și J \u003d 4) limitele zonei de rezonanță permisă: de la 10-5 EV la 2250ev numărul de rezonanțe revizuite este egal cu 3193; Dintre acestea 14 sub energia de legare a neutronilor și 9 deasupra graniței zonei de rezonanță permisă. Numărul de rezonanțe cu J \u003d 3 este 1449; Dintre acestea, 1433 în zona de la 0 la 2250 EV. Numărul de rezonanțe cu J \u003d 4 este 1744; Dintre acestea, 1732 în regiune de la 0 la 2250 EV Elementele de evaluare conține traducerea descrierii evaluării parametrilor de rezonanță prezentată în secțiunea antet a fișierului de date pentru URANA-235 din revizuirea ENDF / B-VI Biblioteca 5. Această evaluare făcută în Laboratorul OK-RJ L. Lily și alții. În 1997, adoptată în toate bibliotecile de date neutronice estimate pentru Uraniu-235, de la ENDF / B-VI (Rev.5). Acesta este activat în biblioteca ENDF / B- VII.B2. Evaluarea parametrilor rezonanți a fost efectuată de cele mai mici pătrate folosind rezultatele atât a măsurătorilor diferențiale ale secțiunilor transversale neutronice, cât și a experimentelor integrale. Parametrii de intrare au folosit secțiunile de căldură (diviziuni, captură și împrăștierea elastic) și Factorii G WestCotta din fișierul standardelor ENDF / B-6 10 NETRON, precum și factorul K1, evaluat Hardy 11. Tabelul 1 Acești parametri obținuți ca rezultat al montajului Numai pe rezultatele experimentelor diferențiale și apoi luând în considerare datele integrate sunt comparate cu datele de intrare ale programului Sammy. Valoarea de ν obținută ca rezultat a ajustării în parametrii enumerați a fost egală cu ± Tabelul 2 din secțiunea transversală și captura obținută de programul Sammy utilizând parametrii rezonanți adiacenți comparativ cu rezultatele măsurătorilor directe 10 A. Carlson, WP. Poenitz, G.M. Hale et al., "Standardele de măsurare a secțiunilor transversale ale secțiunilor transversale ENDF / B-6," Institutul Național de Standarde și Tehnologie Raport Nistir (1993) 11 J. Hardy, Laboratorul Național Brookhaven, Raportul BNL-NCS (1979) SEC. B.1. 26.

27 Tabelul 1. Parametrii termici. Valoarea de intrare a parametrilor se potrivește numai pe Diff. Această secțiune a diviziei ± a secțiunii de captare de 98,96 ± Secțiunea transversală de împrăștiere 15,46 ± g f ± g A ± g γ k ± montarea pe diff. și integoria. Tabelul 2. Valorile estimate și experimentale ale integrelor din secțiunea de divizare (hambar * eV) zona energiilor, dovezi pentru tăieturi. Date experimentale de la parametrii de la Shark88 Weston84 Weston Tabelul 3. Valorile estimate și experimentale ale integrelor din zona energiei crucii de convulsii (BARNE * EV), calculul EV prin tăiere. Datele experimentale de la Parametrii de desussure67 Perez rezonant diviziune și capturarea integrală calculată în funcție de parametrii rezonanți estimați sunt egali, respectiv, hambar și hambar, ceea ce duce la 27

28 Mărimea alfa, egală cu 0,509, care este perfect compatibilă cu datele experimentelor integrale. La evaluarea parametrilor rezonanți, au fost luate în considerare datele următoarelor experimente diferențiale. 1. Experimentele Harvey88 în trecerea la un accelerator de la Orela pe o bază de date spelidă de 18 metri, cu o probă de grosime a atomilor / născuți, răcită la 77k (de la 0,4 la 68 EV). 2. Experimentele Harvey88 de pe acceleratorul de la Orela la o bază de date spelficită de 80 de metri, cu o probă de grosime a atomilor / născuți, răcită la 77k (de la 4 la 2250 eV). 3. Experimentele lui Harvey88 de pe acceleratorul de la Orela la o bază de date spelli de 80 de metri, cu o probă de grosime a atomilor / născuți, răcită la 77k (de la 4 la 2250 EV). 4. Măsurători ale secțiunii diviziei SCHARK88 la acceleratorul RPI la o bază de vârf de 8,4 m (de la 0,02 la 20 EV). 5. Măsurătorile secțiunilor divizării și capturarii desusurilor67 la acceleratorul de la Orela la o bază de 25,2 m (de la 0,02 la 2250 EV). 6. Măsurarea secțiunilor de divizare și capturare a PEREZ73 la acceleratorul de la Orela la 159m (de la 0,01 la 100 EV). 7. Măsurători ale secțiunii diviziei GWIN84 la acceleratorul de la Orela la o bază de 25,6 m (de la 0,01 la 20 EV). 8. Experimente Spencer84 pentru trecerea la un accelerator de la Orela pe o bază de 18 metri cu o probă de atomi / grosime născută (de la 0,01 la 1,0 eV). 9. Măsurători ale secțiunii de divizare a Wagemans88 la Acceleratorul Gelina pe o bază spelioasă de 18 metri (de la 1.0 EV) 10. Măsurători ale secțiunilor de absorbție și diviziune GWIN96 la acceleratorul de la Orela (de la 0,01 la 4 eV). 11. Măsurători ale secțiunii diviziei Weston84 la Acceleratorul Orela la o bază de 18,9 metri Lani (de la 14 la 2250 EV). 12. Măsurătorile valorii η wartea87 pe baza de 8 metri (de la 1.0 eV). 13. Măsurarea valorii η WEIGMANN90 pe un întrerupător mecanic (de la 0,15 EV) 14. Măsurători ale secțiunii diviziei Weston92 la un accelerator de la Orela la o bază speldioasă de 86,5 metri (de la 100 la 2000 EV). 15. Măsurătorile secțiunii diviziei Moxon92 la acceleratorul Orela (de la 0,01 la 50 EV) referințe la munca experimentală utilizată. Index Link Harvey88 J.A. Harvey, N.W. Hill, F.g. Perey și colab., Datele Nucleare pentru Știință și Tehnologie, Proc. Int. Conf. 30 mai - 3 iunie 1988, Mito, Japonia. (Publishing Saikon, 1988) p. 115 Schark88 R.A. Schrack, "Măsurarea reacției 235U (N, F) din termic la 1 KEV," Datele nucleare pentru știință și tehnologie, Proc. Int. Conf. 30 mai - 3 iunie, Mito, Japonia (Publishing Saikon, 1988) p. 101 Desaussure67 G. De Saussure, R. Gwin, L.W. Weston și R.W. Ingle, "măsurători simultane ale secțiunii de fisiune neutronică și captare Sross pentru 235U pentru energia neutronică incidentă de la 0. 04 EV la 3 KEV, "Raportul Național de laborator de la Oak Ridge ORNL / TM-1804 (1967) Perez73 R.B. Perez, G. de Saussure și, de ex. Silver, Nucl.sci. Ing. 52, 46 (1973) 28

29 GWIN84 R. GWIN, R.R. Spencer, R.W. Ingle, j.h. Todd și S.W. Scoles, nuc.sci.eng. 88, 37 (1984) Spencer84 R.R. Spencer, J.A. Harvey, N.W. Hill, și L. Weston, Nucl.sci.eng. 96, 318 (1987) Wagemans88 C. Wagemans, P. Schillebeeckx, A.J. Deruyter și R. Barthelemy, "Măsurători subthermice de fisiune transversală pentru 233U și 239pu," Datele nucleare pentru știință și tehnologie, Proc. Int. Conf. 30 mai - 3 iunie, Mito, Japonia (Publishing Saikon, 1988) p. 91 Gwin96 R. Gwin, care urmează să fie publicat în Engineering Nuclear Weston84 L.W. Weston și J.h. Todd, nucl.sci.eng. 88, 567 (1984) Wartena87 J.A. Wartena, H. Weigmann, și C. Burkholz, Raport IAEA TECDOC 491 (1987) p.123 Weigmann90 H. Weigmann, P. Geltenbort, B. Keck, K. Shrenckenbach și J.A. Wartena, fizica reactoarelor, Proc. Int. Conf., Marseille, 1990, Vol.1 (1990) p. 133 Weston92 L.W. Weston și J.h. Todd, nucl.sci.eng. 111, 415 (1992) Moxon92 M.C. Moxon, J.A. Harvey și N.W. Hill, Comunicare Privată, Laboratorul Național de Oak Ridge (1992) Discuție privind rezultatele unei evaluări a parametrilor de rezonanță admisibilă, în primul rând, în 1985, același grup de evaluatori bazați pe aceleași date experimentale care utilizează același program Sammy a fost evaluat Prin parametrii rezonanțelor admisibile ale uraniului-235 în aceeași regiune energetică 12. Cu toate acestea, la acel moment, datorită capacităților limitate de calculator, energia având în vedere că a fost întreruptă la 5 intervale. Rezultatele evaluării au fost luate în biblioteca ENDF / B-VI. 2, în biblioteca Fond-2 și în multe alte biblioteci estimate. În fig. 1 Compararea secțiunilor multigroup calculate pe baza estimărilor din 1985 și 1997. Graficele conțin abaterile secțiunilor calculate de EFF / B-VI (Rev.5) din secțiunile transversale calculate de ENDF / B-VI (Rev.2) în procentul de ENDF / B-VI (Rev.5 / Rev.2) Captură,% fisiune,% ALFA,% ENDF / B-VI (Rev.5 / Rev.2) Captură,% fisiune,% alfa,% discrepanță,% discrepanță,%, 5 5.5 10.5 15.5 Energie, EV Figura 1A Energie, EV Fig.1b 12 Nmlarson, ORNL / TM-9719 / R1, (1985) 29

30 de discuții,% fisiune ENDF / B-VI (Rev.5 / Rev.2),% captură.% Alfa,% energie, EN ENDF / VI (Rev.5 / Rev.2) Fisiune,% Captură.% ALFA,% Energie, Dovezi,% Figura 1B Fig.1. După cum se poate observa, efectul reevaluării sa dovedit a fi foarte semnificativ: secțiunea transversală a crizei și atitudinea sa față de secțiunea transversală a diviziunii au crescut semnificativ. Trebuie spus că această creștere este redus brusc discrepanțele experimentale estimate în criticitatea soluțiilor apoase de uraniu foarte îmbogățit, aducându-le la un nivel nesemnificativ. Motivul pentru o schimbare atât de mare a datelor estimate de către autorii evaluării nu a fost clarificată. În secțiunea antet a fișierului de date de la ENDF / B-VI (Rev.2), se remarcă faptul că nu toate rezonanțele sunt permise mai sus 110 EV. Într-o secțiune similară de la ENDF / B-VI (Rev.5) și mai mult versiuni târzii Bibliotecile ENDF / B, această rezervare nu este cuprinsă (vezi secțiunea de mai sus). Prin urmare, este de interes să se ia în considerare, modul în care jumătate de rezonanță conținută în ultima estimare. În fig. 2 prezintă dependența energetică a densității nivelurilor cu J \u003d 3 și J \u003d 4. Densitatea nivelului este exprimată în numărul de rezonanțe la 100 EV P de ozonani la 100 EV N (J \u003d 3) N (J \u003d 4) E NEGGY, EV Fig.2 Dependența energetică a nivelului de densitate după cum se poate observa , cu o creștere a energiei la 1000 EV, densitatea "observată" a nivelurilor monotonice dispare, scăderea de două ori. Apoi ar trebui să sară aproximativ o jumătate de ori, iar din nou există o recesiune monotonă pentru nivelul anterior până la 2000 EV. Cu această energie, densitatea nivelului este din nou sărind aproape la valoarea inițială, după care următorul declin, de data aceasta, este foarte 30

98.Calificarea interesului principal în secțiunile neutronice ale izotopilor din California a fost asociată cu o operațiune de 5 CF, ca o sursă de neutroni compactă utilizată în diverse domenii. Cu acest produs sursă

53.Ade remarcă pentru a evalua calitatea datelor pentru fragmentele de divizare, având în vedere că izotopii de iod greu sunt produse importante de divizare, vom face observații generale privind prioritățile la calitatea datelor. Cel mai

32. Producția germanului natural conține 5 izotopi: 70 GE, 72 GE, 73 GE, 73 GE și 76 GE (ultimul slab radioactiv). În plus, există deja trei radioisotope de lungă durată: 78 GE, 79 GE și 71 GE. Pentru stabile

12. Magneziul de magneziu nu are izotopi radioactivi de lungă durată. Pentru trei izotopi stabili, există estimări V.Hatchya și T.ason (1987) adoptate în Fundația 2.2 de la Jendl- 3.2. În 21, Shibata a introdus aceste estimări

45.rodiy 45.1. Rhodium-99 radioactiv (T 1/2 \u003d 16,1 zile.). Capturarea electronului orbital se transformă în Ruthenium-99 stabil. În reactoare pot fi formate în cantități nesemnificative datorită reacției 102PD

14. Silicon General Comentarii. Siliconul natural conține trei izotop stabil în următoarele concentrații atomice: 28 si 92,23%; 29 si 4,67%; 30 SI - 3,10%. În plus, există un izotop beta-activ

37.rubiboi 37.1. Rubidiu-83 Radioactiv (T 1/2 \u003d 86,2 zile.). Electronul de captare orbital se transformă într-un cripton 83 stabil. Reacții posibile de formare 85 RB (N, 3N); 85 RB (N, 2N) 84 RB (N, 2N); 84.

55. Luarea în considerare a cesului a stării de date neutronice pentru toți izotopii de cesiu a fost îndeplinită de către V.G. PryaEv. De asemenea, au emis recomandări pentru includerea fișierelor de date evaluate către Rosfund. Note de substituție

35. BROM 35.1. Conținutul bromo-79 într-un amestec natural de 50,69%. Randament în timpul diviziunii 235 U 2.5 * 10-7; Când împărțiți 239 PU 8,6 * 10-4. Două clase sunt utilizate în bibliotecile estimate moderne :: Evaluare

30. Fondul de Zinc-2.2 conține un fișier de date pentru zincul natural (Nikolaev, RADOY, 1989) pentru sarcinile de calculare a transferului de neutroni. Datele pentru toți izotopii stabili (Nikolaev, 1989) și datele lui Grudzevich,

18. ARGON în Fond-2.2 conține date privind secțiunile neutronice ale izotopilor de argon stabili și radioactivi din EAF-3, precum și un set complet de date de date pentru argonul natural (evaluarea Howerton, 1983, de la ENDL-84).

33. Arsenic 33.1. Arsenic-71 radioactiv (T 1/2 \u003d 65,28CH.). Captarea electronului orbital se transformă în Germaniu-71, care în același mod se dezintegrează (t 1/2 \u003d 11,43 zile) în galum-71 stabil. În reactoare

51. Concentrarea antimonimă a stării de date a neutronilor pentru toți izotopii antimonii a fost efectuată de V.G. Pryaev. De asemenea, au emis recomandări pentru includerea fișierelor de date evaluate către Rosfund. Note de substituție

49.ind 49.1. Indium-111 Radioactiv (T 1/2 \u003d 2,8047 zile). Convulsarea experimentată a electronului orbital se transformă într-un cadmiu stabil stabili-111. În reactoare pot fi formate în cantități nesemnificative datorită

50. Tin care posedă numărul magic de protoni (50), staniu are cel mai mare număr de izotopi stabili (10). Dificultățile modelului de descriere a secțiunilor la energie sub mai multe MEV se datorează unei densități scăzute

20. Calciu la fundație - 2.2 Un set complet de date este conținut numai pentru calciul natural. Pentru izotopii stabili și radioactivi, estimările secțiunilor neutronice ale ISAF- 3. ENDF / B-VII conține numai date

5. Fișier 5. Distribuția energiei a neutronilor secundari 1 5.1. Descrierea generală Fișierul 5 conține date pentru distribuția energiei a neutronilor secundari prezentați ca distribuții de normalizare

9.KalI În Fond-2.2 Fișierul de date complet este conținut numai pentru potasiul natural (H.Nakamura, 987). Pentru izotopii stabili și de lungă durată, estimarea EAF-3 în ENDF / B-VII conține date pentru naturale

9. Fluor fluor nu are izotopi radioactivi de lungă durată. Rosfond include date pentru un singur izotop stabil 19 F. 9.1. Fluor-19 în biblioteci -VIb2, JEFF-3.1 și Fundația-2.2 este utilizat

79. Aur 79.1. Gold-194 radioactiv (t 1/2 \u003d 38,0 h.). Se dezintegrează prin capturarea unui electron orbital într-un platină stabilă-194. Căi posibile Educație în reactor - Reacția triplă 197 au (n, 2n)

75. Renius 77.0 Comentarii generale Această secțiune descrie izotopii de reniu: două izotopi radioactivi stabili și șapte cu o perioadă de timp de înjumătățire pentru mai mult de o zi. 75.1. Rhenium-182. Radioactive. Highguaying sechestrarea orbitalului

52. Tellur 52.1. Tellur-118 Half-Life: (6 ± 2) zile. Moduri TESTCK: E - 100%. Petrecut din starea principală: 0 +. Jeff-3.1 / A \u003d scorul incomplet EAF-2003 din 2003 pentru biblioteca de activare, bazată pe

16. Seria în Rosfond a prezentat date pentru toți cei 4 izotopi de sulf stabili și pentru sulful radioactiv-35 16.1. Conținutul SERA-32 în amestecul natural de 92% - principalul izotop. În toate bibliotecile moderne

71.UTUȚII 71.1. Lutetia-169 Radioactiv (T 1/2 \u003d 1,42 zile). Testarea confiscării electronului orbital, se transformă în YTTERBIU-169, care, la rândul său, în același mod se rotește (T 1/2 \u003d 32,026 zile.)

80. Mercur 80.0. Comentariile generale în Biblioteca Fundației 2.2 Toate datele neutronice pentru 13 izotopi de mercur stabili și lungi de lungă durată au fost luați în principal din biblioteca EAF-3. Fișiere de date neutronale complete

76. OSMIS în Rosfonde ar trebui să primească seturi complete de date neutronice 7 izotopi stabile Osmia și date privind secțiunile transversale ale reacțiilor neutronice pentru 5 izotopi radioactivi de lungă durată. Din pacate,

Half-Life: (2,43 ± 0,05) zi. Moduri TESTCK: E - 100%. Petrecut din starea principală: 0 +. 56. Bariu 56.1. Bariu-128 Jeff-3.1 / A File de calitate pentru o bibliotecă de activare bazată pe o bibliotecă de activare

34. Seleniul 34.1. SELENIUM-72 Radioactiv (T 1/2 \u003d 8,4 zile.) Testarea unei capturi de electroni orbitale se transformă în arsenic-72, iar positronul emițător (t 1/2 \u003d 26 h.) În Germania-72. În inele nesemnificative pot

67. Golmia naturală Golmia conține doar un izotop - 165 dar. În plus, există un izotop de deficit de neutroni foarte lungi - 165, dar (4570 de ani) și unul fără neutroni - 165, dar (26,8 ore),

4. Berillery în bibliotecă Rosfond conține date pentru trei izotopi de beriliu: radioactiv 7 V (53,29 zile), stabil 9 ve și radioactiv 10 ve. 4.1. Beriliu-7 radioactiv. T 1/2 \u003d 53,12 d. Captură

91. Protectivitatea Proteciya are cinci izotopi de lungă durată, date pentru care ar trebui prezentate în biblioteca Rosfund. 91.1. Protactiniu-229 radioactiv (T 1/2 \u003d 1,5 zile). Testarea capturilor

82. Plumbul în Rosfond a inclus date pentru toate 4 izotopi de plumb de lungă durată de lungă durată. 82.1. Plumb-202 radioactiv. (T 1/2 \u003d 5,25 * 10 4 ani). Prin capturarea unui electron orbital

48. Cadmium 48.0. Comentariile generale pentru biblioteca Rosfond necesară pentru a selecta date neutronice pentru 8 izotopi de cadmiu de lungă durată. Luați în considerare rezultatele reevaluării datelor

1 3. Fișierul 3. Secțiunile transversale de reacție 3.1. Descrierea generală din fișierul 3 prezintă secțiunile transversale și derivatele formei de la Energy E, unde E este energia particulei incidentelor (în eV) în Sistem de laborator. Ei reprezintă

68. Erbiul natural Erbiu include șase izotopi. Tabelul 1 oferă contribuția fiecărui izotop într-un amestec natural. Tabelul 1 Compoziția erbiei naturale,% izotopi% ER-162 0,139 ER-164 1.601 ER-166 33.503

70.Teterbium naturale intriga are 7 izotopi stabili: 168 yb, 170 YB, 171 YB, 172 YB, 173 YB, 174 YB, 176 YB și trei izotopi radioactivi suficient de lungi: 166 YB, 169 YB, 175 YB. Niciunul dintre

5. BOR 5.1. Conținutul BOR-10 în amestecul natural: 19,8 ± 0,3%. Petrecut din starea principală: 3 +. 1. Fișele de reacție 10b (N, α) (Mt \u003d 107) și 10b (n, αγ1) (MT \u003d 801) sunt utilizate ca standarde atunci când sunt măsurate

27. Cobalt în Fundația-2.2 este plasat estimarea t.aoki, t.asami, 1982. Pentru radionuclizi, evaluarea EAF-3 a fost acceptată. VII a fost adoptată de A.Smith, G. Desaussure, 1989. În -3.3, conține o evaluare T.WATANABE, 1994 în Jeff-3.1

88.radia 88.0. Observații generale Elementul 88 este deschis soților Curie în 1898 într-un mineral cunoscut sub numele de fructe de uraniu, înșelăciunea rășinii și POSRA. Deja în această primă lucrare a devenit clar

62.Samarial este cunoscut 11 izotopi stabili și de lungă durată din Samaria, dintre care 7 au fost păstrate în natură. Doi izotopi radioactivi (151 SM și 153 SM) sunt formați ca urmare a diviziunii nucleelor \u200b\u200bgrele. La fel de

23. Vanadiul natural Vanadiu conține două izotop V-5 (izotop slab, cu un conținut de 2,25%) și V-51. Astfel, vanadiul natural constă aproape complet de la un izotop. Două mai multe radioisotopi

69.Lulliy Toolly are doar un izotop stabil - 169 tm și 6 radioactiv cu o durată de înjumătățire de mai mult de o zi: 3 deficit de neutroni (165 tm, 167 tm, 168 tm) și trei în formă de neutroni (170 tm,

72. Gafny 72.0. Observațiile generale ale lui Gapny au 6 izotopi stabili: 174 HF, 176 HF, 177 HF, 178 HF, 179 HF, 180 HF. Doi dintre ei au izomeri de lungă durată (și al doilea). Acesta este de 178 hf n (t1 / 2 \u003d 31g.) Și 179

93. Neptune Există trei familii radioactive naturale de Thorium-232, Uranus-235 și Urana-238 și o serie artificială radioactivă din familia Neptun-237. În plus față de "artificialitate", această familie se distinge

1 4. Fișier 4. Distribuția colțurilor neutronilor secundari 4.1. Descrierea generală a fișierului 4 conține reprezentări ale distribuțiilor unghiulare ale neutronilor secundari. Se utilizează numai pentru reacții neutronice, reacții

Dissesii.0 Comentariile generale pentru biblioteca Rosfond necesară pentru a selecta date neutronice pentru 10 izotopi de eliberare de lungă durată. De asemenea, pare să fie adecvată pentru a permite datele pentru

3. Teoria lui Hauser-Feshbach .. După Hauser și Feshbakh, exprimăm secțiunea transversală a proceselor compuse prin lățimea medie. Vom proceda de la formalismul Breste-Wigner. Pentru elementul S-Matrix, dacă există o dreaptă

95. American 95.0. Observații generale Schema clasică de obținere a Americium arată astfel: 239 94 PU + 1 0N (γ) 240 94pu + 1 0n (γ, β) 241 95am. Americanii metale de culoare albă-alb, Drig și praf.

6. Comentariile generale de carbon. Carbonul natural conține două izotopi stabili în următoarele concentrații atomice: 12 de la 98,89%; 13 s 1,11%. Există, de asemenea, un izotop 14C foarte lung (t 1/2 \u003d 5730 y)

2. Helium 4 nu. În bibliotecă, Rowfond conține date pentru două izotopi helium 3 nu și 2.1. Helium-3 1. Comentariile dvs. în bibliotecile moderne conțin trei estimări independente de date neutronice pentru Helium-3,

54.xenon 54.0 Comentariile generale sunt cunoscute 14 izotopi stabili și de lungă durată din Samaria, dintre care 9 au fost păstrate în natură. De la restul de cinci patru sunt izomeri de lungă durată. Destul de

64. Gadolini 64.0 Observații generale Pentru biblioteca Rosfond necesară pentru a selecta date neutronice pentru 12 izotopi stabili și de lungă durată ai gadolinei. Datele pentru toate aceste izotopi sunt conținute în bibliotecă.

77. Iridiu 77.0 Comentarii generale Această secțiune descrie: două izotopi stabile și șapte radioactivi de iridiu cu o perioadă de timp de înjumătățire pentru mai mult de o zi. 77.1. Iridiu-188. Radioactiv. Testarea seizurei orbitale

7. Transomiurile din Rosfund sunt date pentru doi izotopi de azot stabil: N-14 (99,634%) și N-15 (0,366%). Izotopii radioactivi de azot nu are un azot. În procesul de analiză a datelor neutronice în activitatea utilizată

1 12. Fișierul 12. Înmulțirea formării fotonului și a probabilității de tranziție Fișierul 12 pot fi utilizate pentru a reprezenta dependențele energetice ale secțiunilor de formare a fotonilor sau prin pluralitate,

Reacții nucleare neutronice Reacții nucleare neutronice reacții nucleare Acest proces și rezultatul interacțiunii nucleelor \u200b\u200bcu diferite particule nucleare (particule alfa, beta, neutroni, cuanta gamma

36.KRIPTON 36.1. Conținutul cripton-78 într-un amestec natural este de 0,35%. Evaluarea din 1982 de către un grup de specialiști pentru ENDF / B-V. produse de fisiune. Evaluare pentru Biblioteca Internațională de date a Produsului

73. Tantal în Rosfond ar trebui să primească date neutronice pentru 2 izotopi radioactivi naturali și de lungă durată de tantal. Dintre cei doi izotopi naturali din Tantal, numai 181 este stabilă.

89.AKTINIUM 89.0. Comentariile generale Există un singur motiv pentru care un element 89 al acționării este interesat de mulți astăzi. Acest element, cum ar fi Lanthan, a fost prizonierul unei familii mari de elemente, în

13. Aluminiu natural aluminiu conține un izotop 27 al. Există, de asemenea, izotopul de lungă durată, pentru care ar trebui să fie prezentate și în biblioteca Rosfund. 13.1. Aluminiu-26 radioactiv.

Elementul numit în onoarea unuia dintre principalii zei scandinavi poate salva omenirea din criza energetică, care ne convine în viitorul apropiat.

În 1815, faimosul chimist suedez Jans Jacob Burtsellius a declarat deschiderea unui element nou, pe care la numit Thorie în onoarea Torei, Boga-Rubli și Fiul Dumnezeului Suprem scandinavian al lui Dumnezeu. Cu toate acestea, în 1825, sa descoperit că descoperirea a fost o eroare. Cu toate acestea, numele a fost util - Berciusul său a dat un nou element pe care la descoperit în 1828 într-unul din mineralele norvegiene (acum acest mineral este numit Thorith). Acest element poate avea un viitor mare, unde va fi capabil să joace un rol în industria energiei nucleare care nu este inferior importanței combustibilului nuclear principal - uraniu.

Participanți la bomba

Energia atomică, care este impusă în prezent atât de multe speranțe, este ramura laterală a programelor militare, principalele obiective ale căror obiective au fost crearea de arme atomice (și un reactoare mai târziu pentru submarine). Ca material nuclear pentru fabricarea bombe, a fost posibilă alegerea de la trei opțiuni posibile: uraniu-235, plutonium-239 sau uraniu-233.

Uraniu-235 este conținut în uraniu natural în foarte cantitate mica - Total 0,7% (restul de 99,3% este izotop 238) și trebuie alocat și acesta este un proces scump și complex. Plutonium-239 nu există în natură, trebuie dezvoltat, iradiating neutronii de uraniu-238 în reactor și apoi subliniază-o din uraniu iradiat. În același mod, Uraniu-233 poate fi obținut prin iradierea cu neutroni toriu-232.

Primele două metode din anii 1940 au fost implementate, dar au decis să nu se încurce cu a treia fizică. Faptul este că, în procesul de iradiere a toriu-232, în plus față de uraniu utile-233, există, de asemenea, un amestec dăunător - Uraniu-232 cu o durată de timp de înjumătățire în 74, lanțul decăderii care duce la Aspectul lui Tallina-208. Acest izotop emite cuanta de gamma de mare energie (greu), pentru a proteja împotriva cărora sunt necesare plăci groase de plumb. În plus, radiațiile gamma rigide afișează controlul lanțurilor electronice, fără de care este imposibil să se facă în designul armei.

Ciclul de toriu

Cu toate acestea, Toria nu a uitat destul de mult. Înapoi în anii 1940, Enrico Fermi a propus producerea plutoniului în reactoarele cu neutroni rapide (acest lucru este mai eficient decât termic), ceea ce a condus la crearea reactoarelor EBR-1 și EBR-2. În aceste reactoare de uraniu-235 sau plutonium-239 sunt o sursă de neutroni care transformă uraniu-238 în plutonium-239. În același timp, plutoniul poate forma mai mult decât "arderea" (1,3-1,4 ori), astfel încât astfel de reactoare sunt numite "multiplers".

Ecosistem perfect
În anii 1960, a fost planificată închiderea ciclului nuclear în funcție de uraniu și plutoniu utilizând aproximativ 50% din NPP pe reactoare termice și 50% pe rapid. Dar dezvoltarea reactoarelor rapide a cauzat dificultăți, astfel încât doar un astfel de reactor este operat la BN-600 la NPP-ul BOLYARSK (și un alt BN-800 este construit). Prin urmare, un sistem echilibrat poate fi creat din reactoare termice de toriu și aproximativ 10% din reactoarele rapide care vor umple combustibilul lipsă pentru termic.

Un alt grup științific sub conducerea lui Yujina Wigner și-a sugerat propulsorul de proiecte, dar nu pe fast, ci pe neutroni termici, cu toriu-232 ca material iradiat. Coeficientul de reproducere a scăzut, dar designul a fost mai sigur. Cu toate acestea, a existat o problemă. Ciclul combustibilului de toriu arată așa. Absorbția neutronului, Torium-232 se deplasează la Torium-233, care se transformă rapid în protactiniu-233 și sa dezintegrat deja spontan pe uraniu-233 cu un timp de înjumătățire de 27 de zile. Și în această lună, prostactacticitatea va absorbi neutronii, împiedicând procesul de funcționare. Pentru a rezolva această problemă, ar fi frumos să eliminați prospectarea din reactor, dar cum să o faceți? La urma urmei, încărcarea și descărcarea constantă a combustibilului reduce eficiența evoluțiilor aproape la zero. Wigner a propus o soluție foarte vrăjitoare - un reactor de combustibil lichid sub formă de soluție apoasă de săruri de uraniu. În 1952, în laboratorul național din creasta de stejar sub conducerea elevului Vigner, Elvina Weinberg, a fost construit un prototip al unui astfel de reactor - Experimentul reactorului homoegenerous (HRE-1). Și curând a existat un concept și mai interesant, ideal pentru a lucra cu toriu: Acesta este un reactor pe sărat topit, Experimentul reactorului de sare topit. Combustibilul sub formă de fluorură de uraniu a fost dizolvat în topitura fluorurii de litiu, beriliu și zirconiu. MSRE a lucrat din 1965 până în 1969 și, deși toriuul nu a fost folosit acolo, conceptul însuși sa dovedit a fi destul de operațional: utilizarea combustibilului lichid mărește eficiența lucrării și vă permite să eliminați produsele de degradare dăunătoare din zona activă.

Calea cea mai mică rezistență

Cu toate acestea, reactoarele cu gaz lichid (ZHSR) nu au fost distribuite, deoarece reactoarele termice obișnuite din uraniu au fost mai ieftine. Energia Atomică Mondială a trecut prin cea mai simplă și mai ieftină cale, luând baza reactoarelor de apă dovedite de apă sub presiune (Vver), descendenți ai celor care au fost proiectați pentru submarine, precum și reactoare de apă fierbinte. Reactoarele cu un retarder grafit, cum ar fi RBMK, sunt o altă ramură a copacului genealogic - ele provin din reactoarele pentru funcționarea plutonului. "Combustibilul principal al acestor reactoare este Uraniu-235, dar rezervele sale sunt mai degrabă semnificative, cu toate acestea, explică" mecanica populară "șef al Sistemului Studii Strategice ale Centrului de Cercetare" Institutul Kurchatov "Stanislav Subbotin. - Această întrebare a început să fie considerată înapoi în anii 1960, iar decizia planificată a acestei probleme a fost considerată a fi introdusă în ciclul de combustibil nuclear al Uraniu-238 aruncat, care este de aproape 200 de ori mai multe rezerve. Pentru aceasta, a fost planificată construirea multor reactoare de neutroni rapide care ar fi fost obținute prin plutoniu cu un coeficient de reproducere de 1,3-1,4, astfel încât excesul poate fi folosit pentru a alimenta reactoarele termice. Reactorul rapid BN-600 a fost lansat pe Beilyars NPP - adevărat, nu în modul mireasă. Recent, a fost construită și una - BN-800. Dar pentru a construi un ecosistem eficient de energie atomică, astfel de reactoare, aproximativ 50% este necesară. "

Thorium puternic

Aici doar pe scenă și merge torium. "Toriul este adesea numit o alternativă la Uraniu-235, dar este complet greșit", spune Stanislav Subbotin. - Thoriul însuși, precum și uraniul-238, nu este deloc combustibilul nuclear. Cu toate acestea, plasarea acestuia în câmpul neutronic în cel mai frecvent reacttor de apă cu apă, este posibil să se obțină o combustibil excelent - uraniu-233, care este apoi utilizat pentru același reactor în sine. Aceasta este, fără modificări, nu este necesară o schimbare serioasă în infrastructura existentă. Un alt plus de toriu este o prevalență în natură: rezervele sale de cel puțin trei ori depășesc rezervele de uraniu. În plus, nu este nevoie de separarea izotopilor, deoarece în timpul trecerii miniere, împreună cu elemente de pământ rare, se găsește numai Thorium-232. Din nou, în timpul extragerii uraniului, poluarea zonei înconjurătoare are loc relativ de lungă durată (timpul de înjumătățire de 3,8 zile) Radon-222 (în Radon-220, un toriu de scurtă durată, 55 de secunde și nu are timp răspândire). În plus, toriu are proprietăți termomecanice excelente: este reumplut, mai puțin predispus la cracare și evidențiază mai puțin gaze radioactive în timpul deteriorării carcasei de combustibil. Funcționarea uraniului-233 a toriuului în reactoarele termice este de aproximativ trei ori mai eficientă decât plutoniul de la Uraniu-235, astfel încât prezența a cel puțin jumătate din astfel de reactoare în ecosistemul nuclear vă va permite să închideți ciclul de uraniu și plutoniu . Adevărat, reactoarele rapide vor fi necesare, deoarece coeficientul de reproducere din reactoarele de toriu nu depășește unitatea. "

Cu toate acestea, Toria are un minus destul de serios. Cu iradierea neutronică, uraniu de toriu-233 se dovedește a fi contaminat Uraniu-232, care se confruntă cu un lanț de decăderi, ceea ce duce la un izotopic de gammă dur. Acest lucru complicează foarte mult lucrarea de prelucrare a combustibilului ", explică Stanislav Subbotin. - Dar, pe de altă parte, facilitează detectarea unui astfel de material prin reducerea riscului de furt. În plus, într-un ciclu nuclear închis și cu procesarea automată a combustibilului, aceasta nu contează prea mult. "

Aprinderea termonucleară

Experimentele privind utilizarea sistemelor de alimentare cu combustibil în reactoare termice sunt efectuate în Rusia și în alte țări - Norvegia, China, India, SUA. "Acum este momentul în care este de a reveni la ideea de reactoare de clasa lichidă", spune Stanislav Subbotin. - Chimia de toleranță a fluorurilor și a fluorurii sunt bine studiate datorită producției de aluminiu. Pentru toriu, reactoarele pe săruri se topesc sunt mult mai eficiente decât apa convențională de apă, deoarece este permisă să se încarce și să transmită în mod flexibil produsele de degradare din zona activă a reactorului. Mai mult, cu ajutorul lor, este posibilă implementarea unor abordări hibride care utilizează combustibil non-nuclear ca sursă de neutron și instalații termonucleare - cel puțin același Tokamaki. În plus, reactorul de grad de lichid vă permite să rezolvați problema cu actinidele minore - izotopii de lungă durată Americiu, Curie și Neptun (care se formează în combustibilul iradiat), "supraviețuirii" acestora în reactorul de protecție. Deci, în perspectiva de câteva decenii în energia atomică fără toriu, nu putem face. "

Plan:

1 Educație și decădere
2 Obținerea
3 aplicații

Introducere

Uraniu-232. (eng. uraniu-232.) - nuclidul radioactiv al elementului chimic al uraniului cu numărul 92 atomic și numărul de masă 232. Datorită lanțului lung de decădere și mai mare decât în \u200b\u200bmajoritatea celorlalți izotopi, eliberarea de energie specifică, Uraniu-232 este o nuclă promițătoare pentru utilizarea în energia radioizotopului surse.

Activitatea unui gram a acestei nuclide este de aproximativ 827,38 GBK.

1. Educație și decădere

Uraniu-232 este format ca urmare a cartierelor următoare:

Nuclid 232 np (timpul de înjumătățire este de 14,7 (3) min):

β --- Nucleul Reprezentant 232 PA (Half-Life este 1,31 (2) Zile):

A-decădeaua Nuclide 236 PU (în timpul perioadei de înjumătățire este de 2,858 (8) ani):

Decizia de uraniu-232 are loc în următoarele direcții:

α-decădere în 228 mii (probabilitatea de 100%, energia de degradare 5 413,63 (9) CEV):

energia a-particulelor emise 5 263,36 KEV (în 31,55% din cazuri) și 5,320,12 KEV (68,15% din cazuri).

Diviziune spontană (probabilitate mai mică de 1 × 10 -12%);
Cluster de degradare cu formarea nuclei 28 mg (probabilitatea de degradare este mai mică de 5 × 10 -12%):

Cluster de degradare cu formarea nuclidului 24 NE (probabilitatea de decădere 8.9 (7) × 10 -10%):

2. Obținerea

Uraniu-232 este format ca un produs secundar când Uraniu-233 dezvoltă bombardamentul de neutroni Torium-232. Împreună cu reacția de formare a uraniului-233, următoarele reacții adverse apar în combustibilul de toriu iradiat:

Datorită faptului că secțiunea transversală efectivă a reacțiilor (N, 2N) pentru neutronii termici nu este suficientă, randamentul de curte-232 depinde de prezența unei cantități semnificative de neutroni rapizi (cu o energie de cel puțin 6 MeV).

Dacă în combustibilul de toriu este prezent în cantități semnificative de nucleuri de toriu-230, formarea uraniului-232 este completată de următoarea reacție care vine cu neutroni termici:

Deoarece prezența uraniului-232 în combustibilul iradiat face dificilă lucrarea cu aceasta (a se vedea secțiunea "Aplicație"), pentru a reduce formarea uraniului-232, este necesar să se utilizeze combustibil de toriu cu o concentrație minimă de toriu-230.

3. Aplicare

Uraniu-232 este o înălțime a lanțului lung al degradării, care include emițătoarele nuclide ale cuantelor gamma rigide:

232 U (a; 68,9 ani) 228 mii (α; 1,9 ani) 224 RA (3,6 zile; emite γ-kvant 0,24 MeV în 4,10% din cazurile de degradare) 220 RN (56 ° C; γ 0,55 MeV, 0.114 %) 216 PO (α; 0,15 C) 212 PB (β-; 10,64 ore) 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 (stabil)

O secvență rapidă de dezintegrare care începe cu radium-224 este însoțită de o cantitate semnificativă de radiații gamma, iar aproximativ 85% din întreaga energie de radiații gamma se formează în timpul decăzitorului Tallina-208, emitând cuanta predominant gamma cu o energie de 2,6 MeV . Această caracteristică Aceasta duce la faptul că prezența uraniului-232 ca impuritate la Uraniu-233 este extrem de nedorită, făcând dificilă lucrarea cu ea.

Pe de altă parte, eliberarea de energie înaltă specifică face ca această nuclă să fie extrem de promițătoare pentru utilizarea în sursele de energie radioizotop.

Notează

1 2 3 4 5 G. Audi, A.h. Wapstra și C. Thibault (2003). "Evaluarea masivă atomică AME2003 (II). Tabele, grafice și referințe. - www.nndc.bnl.gov/amdc/amesstables/ame2003/ame2003b.pdf. " Fizica nucleară A. 729 : 337-676. DOI: 10.1016 / J.NUCLFISSA 2003.11.003 - DX.DI.ORG/10.1016/J.NUCLFISSA 2003.003.
1 2 3 4 5 6 7 8 9 G. Audi, O. Bersillon, J. Blackhot și A. H. Wapstra (2003). "Evaluarea Nubază a proprietăților nucleare și decăderii - www.nndc.bnl.gov/amdc/nubase/nubase2003.pdf". Fizica nucleară A. 729 : 3-128. DOI: 10.1016 / J.NUCLFYSA 2003.11.001 - DX.DOI.ORG/10.1016/J.NUCLFISSA 2003.11.001.
Proprietăți 232 u de pe site-ul AIEA (Agenția Internațională de Energie Atomică) - www-nds.iaea.org/relnsd/tablenucsensdf.jsp?query\u003d3447
1 2 Carey sublette Armele nucleare Întrebări frecvente - nuclearweaponarchive.org/nwfaq/nfaq6.html (engleză). nuclearweaponarchive.org.
Tabelul nuclid pe site-ul AIEA - www-nds.iaea.org/relnsd/vchart/index.html

	Argumente pro şi contra
+	Thorium pe pământ de mai multe ori mai mult decât uraniu
+	Nu este nevoie să împărțiți izotopii
+	Infecția radioactivă în timpul mineritului de toriu este semnificativ mai mică (datorită radonului mai scurt)
+	Puteți utiliza reactoare termice existente
+	Thorium are cele mai bune proprietăți termomecanice decât uraniu
+	Thorium mai puțin toxic decât uraniu
+	Atunci când se utilizează toriu, actinidele minore nu sunt formate (izotopi radioactivi de lungă durată)
-	În procesul de iradiere, toriuul produce izotopi care emit gamma, care creează dificultăți în procesarea combustibilului

Participanți la bomba

Acest lucru arată ca un ciclu nuclear de toriu, ilustrând transformarea toriuului în combustibil nuclear extrem de eficient - Uraniu-233.

Uraniu-235 este conținut în uraniu natural într-o cantitate foarte mică - doar 0,7% (restul de 99,3% izotop 238) și trebuie alocat și acesta este un proces scump și complex. Plutonium-239 nu există în natură, trebuie dezvoltat, iradiating neutronii de uraniu-238 în reactor și apoi subliniază-o din uraniu iradiat. În același mod, Uraniu-233 poate fi obținut prin iradierea cu neutroni toriu-232.

În anii 1960, a fost planificată închiderea ciclului nuclear în funcție de uraniu și plutoniu utilizând aproximativ 50% din NPP pe reactoare termice și 50% pe rapid. Dar dezvoltarea reactoarelor rapide a cauzat dificultăți, astfel încât doar un astfel de reactor este operat la BN-600 la NPP-ul BOLYARSK (și un alt BN-800 este construit). Prin urmare, un sistem echilibrat poate fi creat din reactoare termice de toriu și aproximativ 10% din reactoarele rapide care vor umple combustibilul lipsă pentru termic.

Ciclul de toriu

Cu toate acestea, Toria nu a uitat destul de mult. Înapoi în anii 1940, Enrico Fermi a propus producerea plutoniului în reactoarele cu neutroni rapide (acest lucru este mai eficient decât termic), ceea ce a condus la crearea reactoarelor EBR-1 și EBR-2. În aceste reactoare de uraniu-235 sau plutonium-239 sunt o sursă de neutroni care transformă uraniu-238 în plutonium-239. În același timp, plutoniul poate forma mai mult decât "arderea" (1,3-1,4 ori), astfel încât astfel de reactoare sunt numite "multiplers".

Un alt grup științific sub conducerea lui Yujina Wigner și-a sugerat propulsorul de proiecte, dar nu pe fast, ci pe neutroni termici, cu toriu-232 ca material iradiat. Coeficientul de reproducere a scăzut, dar designul a fost mai sigur. Cu toate acestea, a existat o problemă. Ciclul combustibilului de toriu arată așa. Absorbția neutronului, Torium-232 se deplasează la Torium-233, care se transformă rapid în protactiniu-233 și sa dezintegrat deja spontan pe uraniu-233 cu un timp de înjumătățire de 27 de zile. Și în această lună, prostactacticitatea va absorbi neutronii, împiedicând procesul de funcționare. Pentru a rezolva această problemă, ar fi frumos să eliminați prospectarea din reactor, dar cum să o faceți? La urma urmei, încărcarea și descărcarea constantă a combustibilului reduce eficiența evoluțiilor aproape la zero. Wigner a propus o soluție foarte vrăjitoare - un reactor de combustibil lichid sub formă de soluție apoasă de săruri de uraniu. În 1952, în Laboratorul Național din Oak Ridge sub conducerea elevului Vigner, Elvina Weinberg, un prototip al unui astfel de reactor a fost construit - experiment de reactor omogen (HRE-1). Și curând a existat un concept și mai interesant, ideal pentru a lucra cu toriu: acesta este un reactor pe sels, experimentul reactorului de sare topit. Combustibilul sub formă de fluorură de uraniu a fost dizolvat în topitura fluorurii de litiu, beriliu și zirconiu. MSRE a lucrat din 1965 până în 1969 și, deși toriuul nu a fost folosit acolo, conceptul însuși sa dovedit a fi destul de operațional: utilizarea combustibilului lichid mărește eficiența lucrării și vă permite să eliminați produsele de degradare dăunătoare din zona activă.

Reactorul de gaz lichid permite mult mai flexibil pentru a controla ciclul combustibilului decât stațiile termice convenționale și pentru a utiliza combustibilul cu cea mai mare eficiență, retragerea produselor de degradare dăunătoare din zona activă și adăugarea de combustibil nou după cum este necesar.

Calea cea mai mică rezistență

Cu toate acestea, reactoarele cu gaz lichid (ZHSR) nu au fost distribuite, deoarece reactoarele termice obișnuite din uraniu au fost mai ieftine. Energia Atomică Mondială a trecut prin cea mai simplă și mai ieftină cale, luând baza reactoarelor de apă dovedite de apă sub presiune (Vver), descendenți ai celor care au fost proiectați pentru submarine, precum și reactoare de apă fierbinte. Reactoarele cu un retarder grafit, cum ar fi RBMK, sunt o altă ramură a copacului genealogic - ele provin din reactoarele pentru funcționarea plutonului. "Combustibilul principal pentru aceste reactoare este Uraniu-235, dar rezervele sale sunt mai degrabă semnificative, cu toate acestea limitate, - explică" mecanica populară "Șeful Studiilor Strategice ale Centrului de Cercetare Kurchatov Stanislav Subbotin. - Această întrebare a început să fie considerată înapoi în anii 1960, iar decizia planificată a acestei probleme a fost considerată a fi introdusă în ciclul de combustibil nuclear al Uraniu-238 aruncat, care este de aproape 200 de ori mai multe rezerve. Pentru aceasta, a fost planificată construirea multor reactoare de neutroni rapide care ar fi fost obținute prin plutoniu cu un coeficient de reproducere de 1,3-1,4, astfel încât excesul poate fi folosit pentru a alimenta reactoarele termice. Reactorul rapid BN-600 a fost lansat pe Beilyars NPP - adevărat, nu în modul mireasă. Recent, a fost construită și una - BN-800. Dar pentru a construi un ecosistem eficient de energie atomică, astfel de reactoare, aproximativ 50% este necesară. "

Toate izotopii radioactivi care apar în natură în condiții naturale aparțin uneia dintre cele trei familii (rânduri radioactive). Fiecare astfel de serie este un lanț de nuclee asociat cu decăderea radioactivă serială. Radonarhorii rândurilor radioactive sunt uranus-238 de izotopi de lungă durată (în timpul înjlaxării de 4,47 miliarde de ani), Uraniu-235 (704 milioane de ani) și Torium-232 (14,1 miliarde de ani). Lanțurile se termină în izotopii de plumb stabil. Există un alt rând, începând cu Neptun-237, dar timpul de înjumătățire este prea mic - doar 2,14 milioane de ani, așa că în natură nu apare.

Thorium puternic

Aici doar pe scenă și merge torium. "Toriul este adesea numit o alternativă la Uraniu-235, dar este complet greșit", spune Stanislav Subbotin. - Thoriul însuși, precum și uraniul-238, nu este deloc combustibilul nuclear. Cu toate acestea, plasarea acestuia în câmpul neutronic în cel mai frecvent reacttor de apă cu apă, este posibil să se obțină o combustibil excelent - uraniu-233, care este apoi utilizat pentru același reactor în sine. Aceasta este, fără modificări, nu este necesară o schimbare serioasă în infrastructura existentă. Un alt plus de toriu este o prevalență în natură: rezervele sale de cel puțin trei ori depășesc rezervele de uraniu. În plus, nu este nevoie de separarea izotopilor, deoarece în timpul trecerii miniere, împreună cu elemente de pământ rare, se găsește numai Thorium-232. Din nou, în timpul extragerii uraniului, poluarea zonei înconjurătoare are loc relativ de lungă durată (timpul de înjumătățire de 3,8 zile) Radon-222 (în Radon-220, un toriu de scurtă durată, 55 de secunde și nu are timp răspândire). În plus, toriu are proprietăți termomecanice excelente: este reumplut, mai puțin predispus la cracare și evidențiază mai puțin gaze radioactive în timpul deteriorării carcasei de combustibil. Funcționarea uraniului-233 a toriuului în reactoarele termice este de aproximativ trei ori mai eficientă decât plutoniul de la Uraniu-235, astfel încât prezența a cel puțin jumătate din astfel de reactoare în ecosistemul nuclear vă va permite să închideți ciclul de uraniu și plutoniu . Adevărat, reactoarele rapide vor fi necesare, deoarece coeficientul de reproducere din reactoarele de toriu nu depășește unitatea. "

Producția de 1 GW în cursul anului necesită: 250 de tone de uraniu natural (conțin 1,75 tone de uraniu-235) 2,15 tone de uraniu epuizat (inclusiv 0,6 tone de uraniu-235) (inclusiv 0,6 tone de uraniu-235 ); 35 de tone de uraniu îmbogățit (din care 1,15 tone de uraniu-235) sunt încărcate în reactor; Combustibilul uzat conține 33,4 tone de uraniu-238, 0,3 tone de uraniu-235, 0,3 tone de plutoniu-239, 1 tone de produse de degradare. 1 tona de toriu-232 atunci când încărcarea într-un reactor de gaz lichid este complet transformată la 1 tone de uraniu-233; 1 tone de produse de degradare, din care 83% sunt izotopi de scurtă durată (dezintegrați la stabilă aproximativ zece ani).

Cu toate acestea, Toria are un minus destul de serios. Cu iradierea neutronică, uraniu de toriu-233 se dovedește a fi contaminat Uraniu-232, care se confruntă cu un lanț de decăderi, ceea ce duce la un izotopic de gammă dur. Acest lucru complicează foarte mult lucrarea de prelucrare a combustibilului ", explică Stanislav Subbotin. - Dar, pe de altă parte, facilitează detectarea unui astfel de material prin reducerea riscului de furt. În plus, într-un ciclu nuclear închis și cu procesarea automată a combustibilului, aceasta nu contează prea mult. "

Aprinderea termonucleară

Experimentele privind utilizarea sistemelor de alimentare cu combustibil în reactoare termice sunt efectuate în Rusia și în alte țări - Norvegia, China, India, SUA. "Acum este momentul în care este de a reveni la ideea de reactoare de clasa lichidă", spune Stanislav Subbotin. - Chimia de toleranță a fluorurilor și a fluorurii sunt bine studiate datorită producției de aluminiu. Pentru toriu, reactoarele pe săruri se topesc sunt mult mai eficiente decât apa convențională de apă, deoarece este permisă să se încarce și să transmită în mod flexibil produsele de degradare din zona activă a reactorului. Mai mult, cu ajutorul lor, este posibilă implementarea unor abordări hibride care utilizează combustibil non-nuclear ca sursă de neutron și instalații termonucleare - cel puțin același Tokamaki. În plus, reactorul de înaltă calitate vă permite să rezolvați problema cu actinidele minore - izotopii de lungă durată, America, Curia și Neptun (care sunt formate în combustibilul iradiat), "supraviețuirii" lor în reactorul de protecție. Deci, în perspectiva de câteva decenii în energia atomică fără toriu, nu putem face. "