Торий: спасет ли он планету от энергетического кризиса? Дальние родственники бомбы.

Уран, элемент с порядковым номером 92, самый тяжелый из встречающихся в природе. Использовался он еще в начале нашей эры, осколки керамики с желтой глазурью (содержащие более 1% оксида урана) находились среди развалин Помпеи и Геркуланума.

Уран был открыт в 1789 году в урановой смолке немецким химиком Мартоном Генрихом Клапротом, назвавшего его в честь планеты уран, открытой в 1781. Впервые получил металлический уран французский химик Юджин Пелиго в 1841, восстановив безводный тетрахлорид урана калием. В 1896 году Антуан-Анри Беккерель открывает явление радиоактивности урана случайным засвечиванием фотопластинок ионизирующим излучением от оказавшегося поблизости кусочка соли урана.

Физические и химические свойства

Уран очень тяжелый, серебристо-белый глянцеватый металл. В чистом виде он немного мягче стали, ковкий, гибкий, обладает небольшими парамагнитными свойствами. Уран имеет три аллотропные формы: альфа (призматическая, стабильна до 667.7 °C), бета (четырехугольная, стабильна от 667.7 до 774.8 °C), гамма (с объемно центрированной кубической структурой, существующей от 774.8 °C до точки плавления), в которых уран наиболее податлив и удобен для обработки. Альфа-фаза - очень примечательный тип призматической структуры, состоящей из волнистых слоев атомов в чрезвычайно асимметричной призматической решетке. Такая анизотропная структура затрудняет сплав урана с другими металлами. Только молибден и ниобий могут создавать с ураном твердофазные сплавы. Правда, металлический уран может вступать во взаимодействие со многими сплавами, образуя интерметаллические соеденинения.

Основные физические свойства урана:
температура плавления 1132.2 °C (+/- 0.8);
температура кипения 3818 °C;
плотность 18.95 (в альфа-фазе);
удельная теплоемкость 6.65 кал/моль/°C (25 C);
прочность на разрыв 450 МПа.

Химически уран очень активный металл. Быстро окисляясь на воздухе, он покрывается радужной пленкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе, он зажигается при температуре 150-175 °C, образуя U 3 O 8 . При 1000 °C уран соединяется с азотом, образуя желтый нитрид урана. Вода способна разъедать металл, медленно при низкой температуре, и быстро при высокой. Уран растворяется в соляной, азотной и других кислотах, образуя четырехвалентные соли, зато не взаимодействует с щелочами. Уран вытесняет водород из неорганических кислот и солевых растворов таких металлов как ртуть, серебро, медь, олово, платина и золото. При сильном встряхивании металлические частицы урана начинают светиться.
Уран имеет четыре степени окисления - III-VI. Шестивалентные соединения включают в себя триокись уранила UO 3 и уранилхлорид урана UO 2 Cl 2 . Тетрахлорид урана UCl 4 и диоксид урана UO 2 - примеры четырехвалентного урана. Вещества, содержащие четырехвалентный уран обычно нестабильны и обращаются в шестивалентные при длительном пребывании на воздухе. Ураниловые соли, такие как уранилхлорид распадаются в присутствии яркого света или органики.

Уран стабильных изотопов не имеет, но известно 33 его радиоактивных изотопа. Природный уран состоит из трёх радиоактивных изотопов: 238 U (99,2739%, T=4.47⋅10 9 лет, α-излучатель, родоначальник радиоактивного ряда (4n+2)), 235 U (0.7205%, T=7,04⋅10 9 лет, родоначальник радиоактивного ряда (4n+3)) и 234 U (0.0056%, T=2.48⋅10 5 лет, α-излучатель). Последний изотоп является не первичным, а радиогенным, он входит в состав радиоактивного ряда 238 U. Атомная масса природного урана 238,0289+0,0001.

Радиоактивность природного урана обусловлена в основном изотопами 238 U и 234 U, в равновесии их удельные активности равны. Удельная радиоактивность природного урана 0.67 микрокюри/г, разделяется практически пополам между 234 U и 238 U; 235 U вносит малый вклад (удельная активность изотопа 235 U в природном уране в 21 раз меньше активности 238 U). Природный уран достаточно радиоактивен для засвечивания фотопластинки за время около часа. Поперечное сечение захвата тепловых нейтронов 233 U 4,6·10 -27 м2, 235 U 9,8 10 -27 м2, 238 U 2,7 10 -28 м2; сечение деления 233 U 5,27·10 -26 м2, 235 U 5,84·10 -26 м2, природной смеси изотопов 4,2·10 -28 м2.

Изотопы урана, как правило, α-излучатели. Средняя энергия α-излучения 230 U, 231 U, 232 U, 233 U, 234 U, 235 U, 236 U, 238 U равна соответственно 5,97; 3,05⋅10 -4 ; 5,414; 4,909; 4,859; 4,679; 4,572; 4,270 МэВ. В тоже время такие изотопы, как 233 U, 238 U и 239 U помимо альфа- испытывают и другой тип распада – спонтанное деление, хотя вероятность деления намного меньше вероятности α-распада.

С точки зрения практических приложений важно, что природные изотопы 233 U и 235 U делятся под действием как тепловых, так и быстрых нейтронов ( 235 U способен к спонтанному делению), а ядра 238 U способны к делению только при захвате нейтронов с энергией более 1 МэВ. При захвате нейтронов с меньшей энергией ядра 238 U превращаются сначала в ядра 239 U, которые далее испытывают β-распад и переходят сначала в 239 Np, а затем - в 239 Pu, ядерные свойства которого близки к 235 U. Эффективные сечения захвата тепловых нейтронов ядер 234 U, 235 U и 238 U равны 98⋅10 -28 , 683⋅10 -28 и 2,7⋅10 -28 м2 соответственно. Полное деление 235 U приводит к выделению «теплового энергетического эквивалента» 2⋅10 7 кВт.ч/кг.

Техногенные изотопы урана

В современных атомных реакторах нарабатываются 11 искусственных радиоактивных изотопов с массовыми числами от 227 до 240, из которых самый долгоживущий – 233 U (T = 1,62·10 5 лет); он получается при нейтронном облучении тория. Изотопы урана с массовым числом больше 240 в реакторах не успевают образоваться. Слишком мало времени жизни урана-240, и он распадается, не успев захватить нейтрон. Однако, в сверхмощных нейтронных потоках термоядерного взрыва ядро урана за миллионную долю секунды успевает захватить до 19 нейтронов. При этом рождаются изотопы урана с массовыми числами от 239 до 257. Об их существовании узнали по появлению в продуктах термоядерного взрыва далеких трансурановых элементов – потомков тяжёлых изотопов урана. Сами «основатели рода» слишком неустойчивы к β-распаду и переходят в высшие элементы задолго до извлечения продуктов ядерных реакций из перемешанной взрывом породы.

В энергетических реакторах на тепловых нейтронах качестве ядерного топлива используют изотопы 235 U и 233 U, а в реакторах на быстрых нейтронах 238 U, т.е. изотопы, способные поддерживать цепную реакцию деления.

U-232

232 U – техногенный нуклид, в природе не встречается, α-излучатель, Т=68,9 лет, материнские изотопы 236 Pu(α), 232 Np(β+) и 232 Pa(β-), дочерний нуклид 228 Тh. Способен к спонтанному делению. 232 U имеет интенсивность спонтанного деления 0.47 делений/с⋅кг. В ядерной индустрии 232 U нарабатывается как побочный продукт при синтезе делящегося (оружейного) нуклида 233U в ториевом топливном цикле. При облучении 232 Th происходит основная реакция:

232 Th + n → 233 Th → (22.2 мин, β--распад) → 233 Pa → (27.0 дней, β--распад) → 233 U

и побочная двухстадийная реакция:

232 Th + n → 231 Th + 2n, 231 Th → (25.5 ч, β) → 231 Pa + n → 232 Pa → (1.31 дней, β) → 232 U.

Наработка 232 U в ходе двухстадийной реакции зависит от присутствия быстрых нейтронов (нужны нейтроны с энергией не менее 6 МэВ), ибо сечение первой реакции мало для тепловых скоростей. Энергиями более 6 МэВ обладает небольшое число нейтронов деления и если зона воспроизводства тория находится в такой части реактора, где она облучается умеренно быстрыми нейтронами (~ 500 кэВ) то эта реакция может быть практически исключена. Если в исходном веществе находится 230 Th, то образование 232 U дополняется реакцией: 230 Th + n → 231 Th и далее как указано выше. Эта реакция превосходно идет и с тепловыми нейтронами. Поэтому подавление образования 232 U (а это нужно по указанным ниже причинам) требует загрузки тория с минимальной концентрацией 230 Th.

Образующийся в энергетическом реакторе изотоп 232 U представляет проблему для охраны труда, поскольку он распадается на 212 Bi и 208 Te, которые излучают γ-кванты высоких энергий. Поэтому препараты, содержащие большое количество этого изотопа следует перерабатывать в горячей камере. Наличие 232 U в облучённом уране опасно и с точки зрения обращения с атомным оружием.

Накопление 232 U неизбежно при производстве 233 U в ториевом энергетическом цикле, что сдерживает внедрение его в энергетику. Необычным является то, что чётный изотоп 232 U имеет высокое сечение деления под действием нейтронов (для тепловых нейтронов 75 барн, резонансный интеграл 380), а также высокое сечение захвата нейтронов – 73 барна (резонансный интеграл 280).

Есть и польза от 232 U: он часто применяется в методе радиоактивных индикаторов в химических и физических исследованиях.

U-233

233 U открыт Сиборгом, Гофманом и Стоутоном. Уран-233 - α-излучатель, Т=1,585⋅105 лет, материнские нуклиды 237 Pu(α) 233 Np(β+) 233 Pa(β-), дочерний нуклид 229 Th. Уран-233 получается в атомных реакторах из тория: 232Th захватывает нейтрон и превращается в 233 Th, который распадается на 233 Ра, а затем в 233 U. Ядра 233 U (нечётный изотоп) способны как к спонтанному делению, так и к делению под действием нейтронов любых энергий, что делает его пригодным к производству как атомного оружия, так и реакторного топлива (возможно расширенное воспроизводство ядерного горючего). Уран-233 также является наиболее перспективным топливом для газофазных ядерных ракетных двигателей. Эффективное сечение деления быстрыми нейтронами 533 барн, период полураспада 1585000 лет, в природе не встречается. Критическая масса 233 U в три раза меньше критической массы 235 U (около 16 кг). 233 U имеет интенсивность спонтанного деления равную 720 делений/с⋅кг. 235U можно получить из 232Th, облучением нейтронами:

232 Th + n → 233 Th → (22.2 мин, β--распад) → 233 Pa → (27.0 дней, β--распад) → 233U

При поглощении нейтрона, ядро 233 U обычно делится, но изредка захватывает нейтрон, переходя в 234 U, хотя доля процессов неделения меньше, чем в других делящихся топлив ( 235 U, 239 Pu, 241 Pu) она остаётся малой при всех энергиях нейтронов. Отметим, что существует проект реактора на основе расплава солей, в котором протактиний физически изолируют, прежде чем он успеет поглотить нейтрон. Хотя 233 U, поглотив нейтрон, обычно делится, всё же он иногда сохраняет нейтрон, переходя в 234 U (этот процесс существенно менее вероятен, чем деление).

Наработка 233 U из сырья для ториевой промышленности - долгосрочная стратегия развития ядерной индустрии Индии, имеющей существенные запасы тория. Бридинг можно осуществить или в быстрых или в тепловых реакторах. Вне Индии, интерес к топливному циклу на основе тория не слишком велик, хотя мировые запасы тория в три раза превосходят запасы урана.Помимо топлива в атомных реакторах, можно использовать 233 U в оружейном заряде. Хотя сейчас это делают редко. В 1955 США проверили оружейные качества 233 U, взорвав бомбу на его основе в операции Teapot (заварной чайник). С оружейной точки зрения 233 U, сравним с 239 Pu: его радиоактивность – 1/7 (Т=159200 лет против 24100 лет у плутония), его критическая масса на 60% выше (16 кг против 10 кг), а скорость спонтанного деления выше в 20 раз (6⋅10 -9 против 3⋅10 -10 ). Однако, но так как его удельная радиоактивность ниже, то нейтронная плотность 233 U в три раза выше, чем у 239 Pu. Создание ядерного заряда на основе 233 U требует больших усилий, чем на плутонии, но технологические усилия примерно те же.

Основное различие – наличие в 233 U примеси 232 U, которая затрудняет работы с 233 U и позволяет легко обнаружить готовое оружие.

Содержание 232 U в оружейном 233 U не должно превышать 5 частей на миллион (0.0005%). В коммерческом ядерном топливном цикле наличие 232 U не представляет собой большого недостатка, даже желательно, поскольку это снижает возможность распространения урана для оружейных целей. Для экономии топлива, после его переработки и повторного использования уровень 232 U достигает 0.1-0.2%. В специально спроектированных системах этот изотоп накапливается в концентрациях 0.5-1%.

В течение первых двух лет после производства 233 U, содержащего 232 U, 228 Th сохраняется на постоянном уровне, находясь в равновесии с собственным распадом. В этом периоде фоновое значение γ-излучения устанавливается и стабилизируется. Поэтому первые несколько лет произведенная масса 233 U испускает значительное γ-излучение. Десятикилограммовая сфера 233 U оружейной чистоты (5 миллионных долей 232U) создает фон 11 миллибэр/час на расстоянии 1 м спустя 1 месяц после производства, 110

миллибэр/ч через год, 200 миллибэр/ч через 2 года. Ежегодная предельная доза в 5 бэр превышается уже через 25 часов работы с таким материалом. Даже свежий 233 U (1 месяц со дня изготовления) ограничивает время сборки десятью часами в неделю. В полностью собранном оружии уровень радиации снижают поглощением корпусом заряда. В современных облегченных устройствах снижение не превышает 10 раз, создавая проблемы с безопасностью. В более тяжеловесных зарядах поглощение более сильное - в 100 - 1000 раз. Рефлектор из бериллия увеличивает уровень нейтронного фона: 9Be + γ-квант → 8Be + n. γ-лучи 232 U образуют характерную сигнатуру, их можно обнаружить и отследить передвижения и наличие атомного заряда. Нарабатываемый по ториевому циклу специально денатурированный 233 U (0.5 - 1.0% 232 U), создает ещё большую опасность. 10-килограмовая сфера, изготовленная из такого материала, на расстоянии 1 м через 1 месяц создает фон 11 бэр/час, 110 бэр/ч через год и 200 бэр/ч через 2 года. Контакт с такой атомной бомбой, даже при сокращении излучения в 1000 раз, ограничивается 25 часами в год. Наличие заметной доли 232 U в делящемся веществе делает его крайне неудобным для военного применения.

Природные изотопы урана

U-234

Уран-234 (уран II) входит в состав природного урана (0,0055%), Т=2,445⋅10 5 лет, α-излучатель, материнские радионуклиды: 238 Pu(α), 234 Pa(β-), 234 Np(β+), дочерний изотоп в 230 Th. Содержание 234 U в руде очень незначительно из-за его сравнительно короткого периода полураспада. 234 U образуется по реакциям:

238 U → (4.51 миллиарда лет, альфа-распад) → 234 Th

234 Th → (24.1 дней, бета-распад) → 234 Pa

234 Pa → (6.75 часов, бета-распад) → 234 U

Обычно 234 U находится в равновесии с 238 U, распадаясь и образуясь с одинаковой скоростью. Однако распадающиеся атомы 238 U существуют некоторое время в виде тория и протактиния, поэтому могут химически или физически отделиться от руды (выщелачиваться подземными водами). Поскольку 234 U обладает относительно коротким временем полураспада, весь этот изотоп, находящийся в руде, образовался в последние несколько миллионов лет. Примерно половину радиоактивности природного урана составляет вклад 234 U.

Концентрация 234 U в высокообогащённом уране довольно высока из-за предпочтительного обогащения легкими изотопами. Поскольку 234 U является сильным γ-излучателем, имеются ограничения на его концентрацию в уране, предназначенном для переработки в топливо. В принципе, повышенный уровень 234 U приемлем для современных реакторов, но подвергнутое переработке отработанное топливо содержит уже неприемлемые уровни этого изотопа.

Сечение поглощения 234 U тепловых нейтронов 100 барн, а для резонансного интеграла, усреднённого по различным промежуточным нейтронам 700 барн. Поэтому в реакторах на

тепловых нейтронах он конвертируется в делящийся 235 U с большей скоростью, чем намного большее количество 238 U (с поперечным сечением 2,7 барн) конвертируется в 239 Pu. В результате, отработанное ядерное топливо содержит меньше 234 U, чем свежее.

U-235

Уран-235 (актиноуран) – изотоп, способный давать быстроразвивающуюся цепную реакцию деления. Открыт Демпстером (Arthur Jeffrey Dempster) в 1935.

Это – первый изотоп, на котором была открыта реакция вынужденного деления ядер под действием нейтронов. Поглощая нейтрон, 235 U переходит в 236 U, который делится на две части, выделяя энергию и испуская несколько нейтронов. Делящийся нейтронами любых энергий, способный к самопроизвольному делению, изотоп 235 U входит в состав природного урана (0,72%), α-излучатель (энергия 4.679 МэВ), Т=7,038⋅10 8 лет, материнские нуклиды 235 Pa, 235 Np и 239 Pu, дочерний - 231 Th. Интенсивность спонтанного деления 235 U 0.16 делений/с⋅кг. При делении одного ядра 235 U выделяется 200 МэВ энергии=3,2⋅10 -11 Дж, т.е. 18 ТДж/моль=77 ТДж/кг. Однако 5% этой энергии уносится виртуально недектируемыми нейтронами. Ядерное сечение тепловыми нейтронами составляет примерно 1000 барн, а быстрыми нейтронами – около 1 барна.

Чистая 60-килограмовая масса 235 U производит всего 9.6 делений/с, делая достаточно простой для изготовления атомной бомбы по пушечной схеме. 238 U создает в 35 раз больше нейтронов на килограмм, так что даже маленький процент этого изотопа поднимает этот показатель в несколько раз. 234 U создает в 22 раза больше нейтронов и имеет похожее с 238 U нежелательное действие. Удельная активность 235 U всего 2.1 микрокюри/г; загрязнение его 0.8% 234 U поднимают ее до 51 микрокюри/г. Критическая масса оружейного урана. (93,5% 235 U) в водных растворах составляет менее 1 кг, для открытого шара – около 50 кг, для шара с отражателем – 15 – 23 кг.

В природном уране только один, относительно редкий, изотоп подходит для изготовления ядра атомной бомбы или поддержания реакции в энергетическом реакторе. Степень обогащения по 235 U в ядерном топливе для АЭС колеблется в пределах 2-4.5%, для оружейного использования - минимум 80%, а более предпочтительно 90%. В США 235 U оружейного качества обогащен до 93.5% (промышленность способна выдать 97.65%). Такой уран используется в реакторах для военно-морского флота.

Замечание . Уран с содержанием 235 U более 85% называется оружейным ураном, с содержанием более 20% и менее 85% - ураном, годным к оружейному применению, поскольку из него можно приготовить «плохую» (неэффективную бомбу). Но из него можно изготовить и «хорошую» бомбу, если применить имплозию, нейтронные отражатели и некоторые дополненные ухищрения. К счастью, реализовать такие ухищрения на практике пока могут только 2-3 страны в мире. Сейчас, бомбы из урана, по-видимому, нигде не производятся (плутоний вытеснил уран из ядерного оружия), но перспективы урана-235 сохраняются благодаря простоте пушечной схемы урановой бомбы и возможности расширенного производства таких бомб при неожиданно возникшей необходимости.

Будучи более легким, 234 U пропорционально обогащается даже ещё в большей степени, чем 235 U во всех процессах разделения природных изотопов урана, основанных на разнице в массах, что представляет определённую проблему при производстве зарядов атомных бомб. Высокообогащенный 235 U обычно содержит 1.5-2.0% 234 U.

Деление 235 U используется в атомном оружии, для производства энергии и для синтеза важных актинидов. Уран природного состава используется в ядерных реакторах для производства нейтронов. Цепная реакция поддерживается благодаря избытку нейтронов, образующихся при делении 235 U, в то же время избыточные нейтроны, невостребованные цепной реакцией, захватываются другим природным изотопом, 238 U, что приводит к получению плутония, также способного делиться под действием нейтронов.

U-236

Встречается в природе в примесных количествах, α-излучатель, Т=2,3415⋅10 7 лет, распадается на 232 Th. Образуется при бомбардировке нейтронами 235 U, затем делится на изотоп бария и изотоп криптона с выделением двух нейтронов, гамма-лучей и высвобождением энергии.

В незначительных количествах входит в состав свежего топлива; накапливается при облучении урана нейтронами в реакторе, и потому используется как «сигнализатор» отработанного уранового ядерного топлива. 236 U образуется как побочный продукт при сепарации изотопов методом газовой диффузии в случае регенерации использованного ядерного горючего. Этот изотоп имеет определённое значение как материал для мишени в ядерных реакторах. При использовании рециклированного (переработанного) урана в атомном реакторе возникает важное отличие по сравнению с использованием природного урана. Выделенный из ОЯТ уран содержит изотоп 236 U (0,5%), который при его использовании в свежем топливе стимулирует наработку изотопа 238 Pu. Это приводит к ухудшению качества энергетического плутония, но может быть положительным фактором в контексте проблемы ядерного нераспространения.

Образующийся в энергетическом реакторе 236 U - нейтронный яд, его присутствие в ядерном топливе приходится компенсировать более высоким уровнем обогащения 235 U.

U-238

Уран-238 (уран I) - делящийся нейтронами высоких энергий (более 1 МэВ), способный к самопроизвольному делению, составляет основу природного урана (99,27%), α-излучатель, Т=4,468⋅10 9 лет, непосредственно распадается на 234 Th, образует ряд генетически связных радионуклидов, и через 18 продуктов превращается в 206 Pb. Постоянная скорость распада ряда даёт возможность использования отношения концентраций материнского нуклида к дочернему в радиометрическом датировании. Период полураспада урана-238 по спонтанному делению точно не установлен, но он очень большой – порядка 10 16 лет, так что вероятность деления по отношению к основному процессу - испусканию альфа-частицы - составляет всего 10 -7 . Один килограмм урана дает всего 10 спонтанных делений в секунду, а за это же время α-частицы излучают 20 миллионов ядер. Материнские нуклиды: 242 Pu(α), 238 Pa(β-) 234 Th, дочерний - 234 Th.

Хотя уран-238 не может быть использован как первичный делящийся материал, из-за высокой энергии нейтронов, необходимых для его деления, он занимает важное место в ядерной отрасли. Имея высокую плотность и атомный вес, 238 U пригоден для изготовления из него оболочек заряда/рефлектора в атомной и водородной бомбах. Тот факт, что он делится быстрыми нейтронами, увеличивает энерговыход заряда: косвенно, размножением отраженных нейтронов или непосредственно при делении ядер оболочки заряда быстрыми нейтронами (при синтезе). Примерно 40% нейтронов, образованных при делении и все нейтроны синтеза обладают достаточными для деления 238 U энергиями. 238 U имеет интенсивность спонтанного деления в 35 раз более высокую, чем 235 U, 5.51 делений/с⋅кг. Это делает невозможным применение его в качестве оболочки заряда/рефлектора в бомбах пушечной схемы, ибо подходящая его масса (200-300 кг) создаст слишком высокий нейтронный фон. Чистый 238 U имеет удельную радиоактивность 0.333 микрокюри/г. Важная область применения этого изотопа урана - производство 239 Pu. Плутоний образуется в ходе нескольких реакций, начинающихся после захвата атомом 238 U нейтрона. Любое реакторное топливо, содержащее природный или частично обогащенный по 235-му изотопу уран, после окончания топливного цикла содержит в себе определенную долю плутония.

Обедненный уран

После извлечения 235 U из природного урана, оставшийся материал носит название «обедненный уран», т.к. он обеднен изотопам 235 U и 234 U. Уменьшенное содержание 234 U (порядка 0,001%) снижает радиоактивность почти вдвое по сравнению с природным ураном, при этом уменьшение содержания 235 U практически не сказывается на радиоактивности обеднённого урана.

В мире практически весь обеднённый уран хранится в виде гексафторида. США располагают 560000 тонн обедненного гексафторида урана (UF6) на трех газодиффузионных обогатительных производствах, в России – сотни тысяч тонн. Обедненный уран в два раза менее радиоактивен, чем природный уран, в основном за счет удаления из него 234 U. Из-за того, что основное использование урана - производство энергии, на атомных реакторах тепловыми нейтронами, обедненный уран бесполезный продукт с низкой экономическое ценностью.

С точки зрения безопасности, общепринято переводить газообразный гексафторид обеднённого урана в оксид урана, который является твердым веществом. Оксид урана либо подлежит захоронению, как вид радиоактивных отходов, либо может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах для наработки плутония.

Решение о способе утилизации оксида урана зависит от того, как та или иная страна рассматривает обедненный уран: как радиоактивные отходы, подлежащие захоронению, или как материал, пригодный для дальнейшего использования. Например, в США обедненный уран до недавнего времени рассматривался как сырье для дальнейшего использования. Но с 2005 года такая точка зрения начала меняться и сейчас в США возможно захоронение обедненного оксида урана. Во Франции обедненный уран не рассматривается как радиоактивные отходы, но предполагается к хранению в форме оксида урана. В России руководство Федерального агентства по атомной энергии считает отвальный гексафторид урана ценным материалом, не подлежащим захоронению. Начаты работы по созданию промышленной установки по переводу отвального гексафторида урана в оксид урана. Получаемые оксиды урана предполагается хранить длительное время для дальнейшего их использования в реакторах на быстрых нейтронах или дообогащение его 235 U с последующим сжиганием в тепловых реакторах.

Нахождение путей использования обедненного урана представляет собой большую проблему для обогатительных предприятий. В основном его использование связано с большой плотностью урана и относительно низкой его стоимостью. Две важнейшие сферы использования обедненного урана: в качестве радиационной защиты и как балластной массы в аэрокосмических применениях, таких как рулевые поверхности летательных аппаратов. В каждом самолете Боинг-747 содержится 1500 кг обедненного урана для этих целей. Обедненный уран в значительной степени применяется при бурении нефтяных скважин в виде ударных штанг (при канатном бурении), его вес погружает инструмент в скважины, наполненные буровым раствором. Этот материал применяется в высокоскоростных роторах гироскопов, больших маховиках, как балласт в космических спускаемых аппаратах и гоночных яхтах.

Но самое известное применение урана - в качестве сердечников для бронебойных снарядов. При определенном сплаве с другими металлами и термической обработке (сплавление с 2% Mo или 0.75% Ti, быстрая закалка разогретого до 850° металла в воде или масле, дальнейшее выдерживание при 450° 5 часов) металлический уран становиться тверже и прочнее стали (прочность на разрыв > 1600 МПа). В сочетании с большой плотностью, это делает закаленный уран чрезвычайно эффективным для пробивания брони, аналогичным по эффективности существенно более дорогому монокристаллическому вольфраму. Процесс разрушения брони сопровождается измельчением в пыль основной части урана, проникновением пыли внутрь защищенного объекта и воспламенением его там. 300 тонн обедненного урана остались на поле боя во время Бури в Пустыне (по большей части это остатки снарядов 30-мм пушки GAU-8 штурмовых самолетов A-10, каждый снаряд содержит 272 г уранового сплава). Обедненный уран используется в танковой броне, например, танка M-1 "Абрамс" (США). -4 % по массе (2-4 ppm в зависимости от региона), в кислых изверженных породах 3,5·10 -4 %, в глинах и сланцах 3,2·10 -4 %, в основных породах 5·10 -5 %, в ультраосновных породах мантии 3·10 -7 %. Количество урана в слое литосферы толщиной 20 км оценивают в 1.3⋅10 14 т. Он входит в состав всех пород, слагающих земную кору, а также присутствует в природных водах и живых организмах. Мощных месторождений не образует. Основная масса урана содержится в кислых, с высоким содержанием кремния, породах. Наименьшая концентрация урана имеет место в ультраосновных породах, максимальная – в осадочных породах (фосфоритах и углистых сланцах). В океанах содержится 10 10 т урана. Концентрация урана в почвах варьируется в интервале 0,7 – 11 ppm (15 ppm в сельскохозяйственных почвах, удобряемыми фосфорными удобрениями), в морской воде 0,003 ррm.

В свободном виде уран в земле не встречается. Известно 100 минералов урана с содержанием U более 1%. Примерно в одной трети этих минералов уран четырёхвалентен, в остальных – шестивалентен. 15 из этих урановых минералов являются простыми оксидами или гидроксилами, 20 – комплексными титанатами и ниобатами, 14 – силикатами, 17 – фосфатами, 10 – карбонатами, 6 – сульфатами, 8 – ванадатами, 8 – арсенатами. Неопределённые формы урановых соединений встречаются в некоторых углистых сланцах морского происхождения, лигните и угле, а также в межзёрновых плёнках в изверженных породах. Промышленное значение имеют 15 минералов урана.

Главные урановые минералы в крупных рудных месторождениях представлены оксидами (урановая смолка, уранинит, коффинит), ванадатами (карнотит и тюямунит) и комплексными титанатами (браннерит и давидит). Промышленное значение имеют также титанаты, например, браннерит UTi 2 O 6 , силикаты - коффинит U 1-x (OH) 4x , танталониобаты и гидритированные фосфаты и арсенаты уранила - урановые слюдки. Уран не встречается в природе как самородный элемент. Вследствие того, что уран может находиться в нескольких стадиях окисления, он встречается в весьма разнообразной геологической обстановке.

Применение урана

В развитых странах производство урана в основном направлено на генерацию делящихся нуклидов ( 235 U и 233 U, 239 Pu) - топлива промышленных реакторов, предназначенных для наработки как оружейных нуклидов, так и компонентов ядерного оружия (атомные бомбы и снаряды стратегического и тактического назначения, нейтронные бомбы, триггеры водородных бомб и т.д.). В атомной бомбе концентрация 235 U превышает 75%. В остальных странах мира металлический уран или его соединения используются в качестве ядерного горючего в энергетических и исследовательских ядерных реакторах. Природная или малообогащённая смесь изотопов урана применяется в стационарных реакторах атомных электростанций, продукт высокой степени обогащения – в ядерных силовых установках (источниках тепловой, электрической и механической энергии, излучения или света) или в реакторах, работающих на быстрых нейтронах. В реакторах часто используют металлический уран, легированный и нелегированный. Однако в некоторых типах реакторов применяют горючее в форме твердых соединений (например, UO 2 ), а также водных соединений урана или жидкого сплава урана с другим металлом.

Основное применение урана – производство ядерного топлива для АЭС. Для ядерного реактора с водой под давлением установленной мощностью 1400 МВт требуется в год 225 тонн природного урана для изготовления 50 новых топливных элементов, которые обмениваются на соответствующее число использованных ТВЭЛов. Для загрузки данного реактора необходимо около 130 тонн ЕРР (единица работы разделения) и уровень затрат в 40 млн долл. в год. Концентрация урана-235 в топливе для атомного реактора 2–5%.

По-прежнему определённый интерес урановые руды представляют с точки зрения извлечения из них радия (содержание которого примерно 1 г в 3 т руды) и некоторых других природных радионуклидов. Урановые соединения применяются в стекольной промышленности, для окраски стёкол в красный или зелёный цвет, или придания им красивого зеленовато-жёлтого оттенка. Используют их и в производстве флуоресцентных стёкол: небольшая добавка урана придаёт красивую жёлто-зелёную флуоресценцию стеклу.

До 1980-ых, естественный уран широко применяли дантисты, включая его в состав керамики, что позволяло добиться естественного цвета и вызвать оригинальную флуоресценцию зубных протезов и коронок. (Урановая челюсть делает вашу улыбку ярче!) Оригинальный патент от 1942 рекомендует содержание урана 0.1%. Впоследствии естественный уран заменили обеднённым. Это дало два преимущества – дешевле и менее радиоактивно. Уран также использовался в нитях ламп, и в кожевенной и деревообрабатывающей промышленности в составе красителей. Соли урана применяют в растворах протравы и морения шерсти и кожи. Уранилацетат и уранилформиат используются как поглощающие электроны декорирующие вещества в просвечивающей электронной микроскопии, для увеличения контраста тонких срезов биологических объектов, а также для окрашивания вирусов, клеток и макромолекул.

Уранаты типа Na 2 U 2 O 7 («желтый уранил») нашли применение в качестве пигментов для керамических глазурей и эмалей (окрашивают в цвета жёлтый, зелёный и чёрный, в зависимости от степени окисления). Na 2 U 2 O 7 используется также как жёлтая краска в живописи. Некоторые соединения урана светочувствительны. В начале ХХ века уранилнитрат широко применялся в качестве вирирующего агента для усиления негативов и получения тонированных фотографических отпечатков (окрашивание позитивов в коричневый или бурый цвет). Уранилацетат UO 2 (H 3 COOH) 2 используется в аналитической химии – он образует нерастворимую соль с натрием. Фосфорные удобрения содержат довольно большие количества урана. Металлический уран используется в качестве мишени в рентгеновской трубке, предназначенной для генерации высокоэнергетичного рентгеновского излучения.

Некоторые соли урана используются в качестве катализаторов при химических реакциях, таких, как окисление ароматических углеводородов, обезвоживание растительных масел, и др. Карбид 235 U в сплаве с карбидом ниобия и карбидом циркония применяется в качестве топлива для ядерных реактивных двигателей (рабочее тело - водород + гексан). Сплавы железа и обедненного урана ( 238 U) применяются как мощные магнитострикционные материалы.

В народном хозяйстве обедненный уран используется при изготовлении самолетных противовесов и противорадиационных экранов медицинской радиотерапевтической аппаратуры. Из обедненного урана изготавливают транспортные контейнеры для перевозки радиоактивных грузов и ядерных отходов, а также изделия надежной биологической защиты (например, защитные экраны). С точки зрения поглощения γ-излучения, уран в пять раз эффективнее свинца, что позволяет существенно снизить толщину защитных экранов и уменьшить объём контейнеров, предназначенных для транспортировки радионуклидов. Бетон на основе оксида обеднённого урана используют вместо гравия для создания сухих хранилищ радиоактивных отходов.

Обеднённый уран в два раза менее радиоактивен, чем природный уран, в основном за счёт удаления из него 234 U. Его используют для легирования броневой стали, в частности, для улучшения бронебойных характеристик снарядов. При сплавлении с 2% Mo или 0,75% Ti и термической обработке (быстрая закалка разогретого до 850°C металла в воде или масле, дальнейшее выдерживание при 450° 5 часов) металлический уран становится твёрже и прочнее стали (прочность на разрыв больше 1600 МПа, при том, что у чистого урана она равна 450 МПа). В сочетании с большой плотностью, это делает закалённую урановую болванку чрезвычайно эффективным средством для пробивания брони, аналогичным по эффективности более дорогому вольфраму. Тяжёлый урановый наконечник также изменяет распределение масс в снаряде, улучшая его аэродинамическую устойчивость. При попадании в броню такой снаряд (например, сплав урана с титаном) не ломается, а как бы самозатачивается, чем и достигается большая пробиваемость. Процесс разрушения брони сопровождается измельчением в пыль урановой болванки и воспламенением её на воздухе внутри танка. Обеднённый уран используется в современной танковой броне.

Добавление небольших количеств урана к стали увеличивает её твёрдость, не сообщая ей хрупкости и повышая её кислотоустойчивость. Особенно кислотоустойчивым, даже по отношению к царской водке, является сплав урана с никелем (66% урана и 33% никеля) с точкой плавления 1200 о . Обеднённый уран используется и как балластная масса в аэрокосмических применениях, таких как рулевые поверхности летательных аппаратов. Этот материал применяется в высокоскоростных роторах гироскопов, больших маховиках, как балласт в космических спускаемых аппаратах и гоночных яхтах, при бурении нефтяных скважин.

Как уже упоминалось, в наше время урановые атомные бомбы не изготавливаются. Однако в современных плутониевых бомбах 238 U (в том числе – обеднённый уран) всё же применяется. Он составляет оболочку заряда, отражая нейтроны и добавляя инерцию в сжатие плутониевого заряда в имплозивной схеме подрыва. Это существенно повышает эффективность оружия и уменьшает критическую массу (т.е. уменьшает количество плутония, необходимого для создания цепной реакции деления). Применяют обеднённый уран и в водородных бомбах, запаковывая им термоядерный заряд, направляя сильнейший поток сверхбыстрых нейтронов на деление ядер и увеличивая тем самым энергетический выход оружия. Такая бомба называется оружием деление-синтез-деление в честь трёх стадий взрыва. Большая часть энергетического выхода при взрыве подобного оружия приходится как раз на деление 238 U, производящее значительное количество радиоактивных продуктов. Например, 77% энергии при взрыве водородной бомбы в испытании Ivy Mike (1952) мощностью 10,4 мегатонн пришлось именно на процессы деления в урановой оболочке. Поскольку обеднённый уран не имеет критической массы, его можно добавлять в бомбу в неограниченных количествах. В советской водородной бомбе (Царь Бомба – Кузькина мать), взорванной на Новой Земле в 1961 мощностью «только» 50 мегатонн 90% выхода пришлось на реакцию термоядерного синтеза, поскольку оболочку из 238 U на конечной стадии взрыва заменили на свинец. Если бы оболочку изготовили (как и собирались в начале) из 238 U, то мощность взрыва превыcила 100 мегатонн и выпадения радиоактивных осадков составило 1/3 от суммы всех мировых испытаний ядерного оружия.

Природные изотопы урана нашли применение в геохронологии для измерения абсолютного возраста горных пород и минералов. Еще в 1904 Эрнест Резерфорд обратил внимание на то, что возраст Земли и древнейших минералов – величина того же порядка, что и период полураспада урана. Тогда же он предложил по количеству гелия и урана, содержащихся в плотной породе, определять её возраст. Но вскоре выяснились недостаток метода: крайне подвижные атомы гелия легко диффундируют даже в плотных породах. Они проникают в окружающие минералы, а вблизи материнских урановых ядер остается значительно меньше гелия, чем следует по законам радиоактивного распада. Поэтому возраст пород вычисляют по соотношению урана и радиогенного свинца – конечного продукта распада урановых ядер. Возраст некоторых объектов, например, слюд, определить ещё проще: возраст материала пропорционален числу распавшихся в нём атомов урана, которое определяется числом следов – треков, оставляемых осколками в веществе. По отношению концентрации урана к концентрации треков можно вычислить возраст любого древнего сокровища (вазы, украшения и т.п.). В геологии даже изобрели специальный термин «урановые часы». Урановые часы – весьма универсальный инструмент. Изотопы урана содержатся во многих породах. Концентрация урана в земной коре в среднем равна трем частям на миллион. Этого достаточно, чтобы измерить соотношение урана и свинца, а затем по формулам радиоактивного распада рассчитать время, прошедшее с момента кристаллизации минерала. Урано-свинцовым способом удалось измерить возраст древнейших минералов, а по возрасту метеоритов определили дату рождения планеты Земля. Известен и возраст лунного грунта. Самые молодые куски лунного грунта старее древнейших земных минералов.

Огромные видеопанели, установленные в Манеже для оглашения послания Владимира Путина Федеральному Собранию, казались излишними, пока на них мелькали слайды с графиками возможного в будущем роста ВВП и продолжительности жизни. Но все встало на свои места, и стало понятно, почему Манеж, и зачем экраны, когда началось кино с анимацией про новейшее ядерное сверхоружие. Сам Путин выступил в роли телекомментатора и объяснил публике в стране и в мире, что все показанное и сказанное должно «отрезвить любого потенциального агрессора». Путин предположил, что в других странах «рано или поздно» также появится современное оружие, а в России оно уже есть, и станет еще лучше, пока США и прочие будут догонять. На следующий день он разъяснил, что гонку вооружений начали именно США, когда вышли из договора по ПРО в 2002 году, и предложил Америке признать стратегическое поражение. «Россию сдержать не удалось», несмотря на санкции и расширение НАТО, подчеркнул президент, отметив что «фантастическое» оружие - «не блеф» и что надо договариваться на основе равноправия о новом мировом порядке.

Дмитрий Песков разъяснил, что «в гонку вооружений Россия не втянется» и не будет «симметрично» отвечать на развертывание ПРО Америкой, а будет отвечать «асимметрично» — развертывая ударные системы для преодоления любой ПРО, «что несоизмеримо дешевле в разработке и серийном производстве». Похоже, Пескову забыли сказать: Минобороны уже официально объявило, что в следующем году начинается развертывание собственной российской ПРО на основе системы С-500 «Прометей», которая должна по всем параметрам превзойти американскую и покрыть в конце концов всю территорию РФ.

Гонка ракетно-ядерных вооружений реально разворачивается — по всем направлениям. Как полвека назад, обе стороны будут ковать и щит — ПРО, и ракетный меч.

Американских дипломатов, и так уже деморализованных правлением Дональда Трампа, послание из Манежа дополнительно огорчило. Не время теперь, похоже, для осмысленной дипломатии, когда враг у ворот. А вот в Пентагоне атмосфера деловая — обещают защитить американский народ в любых обстоятельствах. Дополнительные ассигнования и программы вооружения теперь неизбежны по обе стороны Атлантики.

Мир стремительно возвращается в ситуацию самого жесткого противостояния «холодной войны» середины восьмидесятых, когда СССР завяз в Афгане, в Европе развертывались американские ракеты «Першинг-2» и наземные «Томагавки», президент Рональд Рейган объявил программу глобальной ПРО — Стратегическая оборонная инициатива (SDI, в русском варианте — СОИ), а в Москве был объявлен, как и сейчас, «асимметричный ответ», который, типа, дешевле. Это не помогло —

СССР проиграл в Афгане, проиграл гонку вооружений, разорился и лопнул. Но многое из супероружия, что представил Путин, именно оттуда — это наработки для преодоления SDI.

«Планирующий» боевой блок (комплекс «Авангард» из презентации Путина), который маневрирует на гиперзвуке при вхождении в плотные слои атмосферы, разрабатывали и исследовали давно по обе стороны Атлантики. Такой блок можно поставить практически на любую ракету-носитель, а проблема всегда была в том, чтобы он не разрушился от перегрузок и, главное, сумел точно самонавестись на цель. Первыми еще 50 лет назад революционный маневрирующий самонаводящийся боевой баллистический блок разработали и потом развернули американцы на ракете «Першинг-2», что довело точность попадания метров до десяти. Советское руководство тогда так встревожилось, что срочно согласилось подписать договор о ракетах средней и меньшей дальности (РСМД), только чтобы избавиться от «Першингов» с их сверхточностью и подлетным временем до Москвы в несколько минут.

Путин теперь гордится «Авангардом», который предполагается размещать на самых новых грунтовых мобильных МБР «Ярс». Но совершенно непонятно для чего: дееспособной американской ПРО не существует в природе, и неизвестно, когда, через сколько десятилетий, такая система может реально появиться, а главное — как она будет выглядеть.

«Авангард» преодолевает силы ПРО. Кадр из видеопрезентации. показанной в Манеже

Вкладывать громадные средства сегодня в развертывание программ противостояния и преодоления нынешней американской ПРО, рассчитанной исключительно на перехват пары-тройки примитивных корейских или иранских ракет, — бессмысленное расточительство.

Конечно, российские генералы пишут руководству совсем другие доклады, как их предшественники во времена Рейгана, Горбачева и СОИ. Генштаб тогда запугал несуществующей угрозой политическое руководство СССР, и страна истратила чудовищные ресурсы на «асимметричный ответ». Нынешние начальники ничего не забыли и ничему не научились.

Пока Россия тратит силы и средства на создание «Авангарда», который будет носиться на дикой скорости по небу, стараясь «прорвать» несуществующую американскую ПРО, в США уже разработаны и могут быть в условиях новой гонки вооружений развернуты маневрирующие самонаводящиеся баллистические боевые блоки, которые не только смогут прорывать перспективную российскую ПРО на основе С-500, но также выискивать и поражать подвижные стратегические цели вроде МБР «Ярс», которая сделана мобильной ради неуязвимости, а теперь может оказаться беззащитной (вместе с «Авангардом») под ударом сверхточных и сверхумных американских баллистических и крылатых ракет.

Путин также объявил об успешном испытании крылатой ракеты с «ядерной энергоустановкой» и потенциально неограниченной дальностью полета, которая сможет долететь до США, вернуться и снова улететь за океан и, подлетая с неизвестно какой стороны, «обмануть» американскую оборону. Многие специалисты справедливо утверждают, что невозможно поместить в крылатую ракету ядерный реактор — нет настолько маленьких, но даже если бы можно было, получили бы стаю летающих потенциальных Чернобылей.

Крылатая ракета «с ядерной энергетической установкой». Скриншот трансляции «Россия 1»

Крылатая ракета — маленький одноразовый реактивный самолет, рассчитанный на то, чтобы врезаться в цель и взорваться. Как тогда его испытывать, если даже без боевой части (БЧ) при попадании может разрушиться бортовой ядерный реактор, и тогда произойдет радиоактивное заражение местности?

Но, конечно, никакого «реактора» на борту нет. Управляемая цепная ядерная реакция в реакторе потому так и называется, что ею надо непременно управлять, а на беспилотной крылатой ракете это невозможно. Речь, очевидно, идет о так называемой «атомной батарее» или радиоизотопном источнике, в котором энергия выделяется за счет ядерного распада без цепной реакции. «Атомные батареи» производятся уже очень давно в США, в РФ, в других странах. Например, для космических аппаратов. А в СССР они производились к тому же для автономных маяков на Дальнем Севере.

Но теперь, очевидно, в России есть «атомные батареи» на порядок мощнее прежних. Скорее всего, речь идет об изотопе уран-232, который удалось наработать из тория в реакторе на быстрых нейтронах. Похоже, что такая же «инновационная ядерная энергоустановка» была испытана для создания «межконтинентального подводного беспилотного аппарата». Путин не стал разъяснять, что это такое, но сказал, что установка «при объеме в сто раз меньше, чем у установок современных атомных подводных лодок, имеет бо льшую мощность и в 200 раз меньшее время выхода на максимальную мощность».

Понятно, что это не что иное, как та же «атомная батарея», в которой ядерный распад идет постоянно на максимуме (о чем Верховному главнокомандующему, может, и не сказали), но при этом можно регулировать мощность двигателя аппарата, отводя и рассеивая часть энергии распада.

Петр Саруханов / «Новая газета».

Уран-232 давно рассматривался как основной, если не единственный, радиоизотоп-кандидат на создание «атомной батареи» повышенной мощности для подводных и иных беспилотников и, кстати, для ядерной накачки лазерных пушек. Похоже,

по меньшей мере три из шести объявленных Путиным новейших разработок — крылатая ракета, подводный дрон и боевой лазер с мобильной энергоустановкой — по сути привязаны к «атомной батарее» нового типа.

Большого секрета тут собственно нет — невозможно засекретить таблицу Менделеева. Уран-232, его синтез и распад, хорошо изучены. Уран-232 сравнительно стабилен — период полураспада 68,9 лет. Высокая энергоемкость распада урана-232 обусловлена в том числе каскадом сравнительно быстрых последовательных трансмутаций (вплоть до свинца), в ряде которых образуется проникающая гамма-радиация. В результате, уран-232 не только дорог в производстве, но крайне опасен, как для персонала, который с ним работает, так и для окружающей среды.

Использовать такую «инновационную ядерную энергоустановку» в гражданских целях немыслимо. Вообще делать и испытывать летательный аппарат со смертельно-радиоактивным сердечником — преступное безумство, возможное только там, где с людьми, с землей, водой и с воздухом готовы делать всё что угодно ради противостояния с США, скрываясь под грифом высшей секретности. Кстати, по российскому законодательству засекречивать что-либо, связанное с угрозой радиоактивного заражения, запрещено.

Радиоактивная «вечная» крылатая ракета с военной точки зрения бессмысленна — американцы ее легко отследят, в том числе потому, что она будет ярко «светиться» гамма-излучением: летательный аппарат нельзя изготовить из литого свинца. Этот аппарат больше угрожает самой России, чем Америке, он будет стоить запредельно дорого в производстве, обслуживании и утилизации.

Американцы же, если захотят, могут развернуть в ответ 10—20 тысяч крылатых ракет разного вида, нерадиоактивных, высокоточных и малозаметных, и что тогда?

Лазерная пушка с ядерной, как можно судить, начинкой — это мобильный Чернобыль на колесах, который передвигается по густонаселенным районам страны и грозит бедой отнюдь не Америке.

Подводный ядерный дрон из той же презентации

Подводный ядерный дрон — «принципиально новый вид стратегического оружия, оснащенный ядерным боеприпасом большой мощности», — это, очевидно, вроде как бы случайно рассекреченная в ноябре 2015-го самоходная суперторпеда «Статус-6» разработки ОАО ЦКБ МТ «Рубин», которая сможет идти под водой на глубине до 1 км, со скоростью до 95 км/ч на дальность до 10 тысяч км. Боевая часть изделия — до 100 мегатонн.

Замысел разработчиков и заказчика состоит в том, что 10 или более подобных «торпед» могут взорваться под водой у тихоокеанского и атлантического побережья США, а также в Мексиканском заливе.

Взрыв огромной мощности должен поднять чудовищное искусственное цунами, которое способно уничтожить самые густонаселенные и экономически развитые регионы Америки с населением от 150 до 200 миллионов человек.

В зонах обширного радиоактивного заражения люди и иные теплокровные существа не смогут существовать лет сто или более. Для этого разработчики, возможно, добавят к 100-мегатонному ядерному блоку всякую дрянь, типа кобальта, чтобы получились «грязные» взрывы, гарантирующие максимальное долговременное радиационное заражение.

Для запуска подобных дронов уже достроены две атомные подводные лодки спецназначения «Белгород» и «Хабаровск», которые больше ни на что не годны. Еще для обслуживания, эксплуатации и применения «Статус-6» должны быть построены специальные корабли и наземная инфраструктура. Сами суперторпеды, судя по характеристикам, нужно делать целиком из титанового сплава. Стоить все это будет очень дорого, а то, что подобное «оружие» абсолютно аморально, похоже, нисколько не тревожит, ни деятелей российского ВПК, ни военных, ни политическое руководство.

Президенту, видимо, рассказали, а он повторил в Манеже, что автономные суперторпеды практически неуязвимы, поскольку быстрее всяких подводных лодок и кораблей, и что во всем мире нет средств, «которые могут им противостоять», что, конечно же, неправда. «Статус-6» давно известен вероятному противнику, он даже описан в новой американской ядерной доктрине (NPR-2018), опубликованной несколько недель назад.

Американские противолодочные самолеты летают намного быстрее, чем ядерный дрон плывет, и есть западные торпеды, превосходящие его в скорости, а идти до Америки он будет несколько суток, и его даже отозвать будет невозможно в случае чего.

Оружие, рассчитанное исключительно на неприцельное массовое уничтожение мирного населения, основанное на максимальной мощности взрыва, чудовищно дорогое и аморальное, — это отзвук из пятидесятых и шестидесятых годов. Хвастаться подобным и называть это «фантастикой» неуместно.

В 1815 году знаменитый шведский химик Йенс Якоб Берцелиус заявил об открытии нового элемента, который он назвал торием в честь Тора, бога-громовержца и сына верховного скандинавского бога Одина. Однако в 1825 году обнаружилось, что открытие это было ошибкой. Тем не менее название пригодилось — его Берцелиус дал новому элементу, который он обнаружил в 1828 году в одном из норвежских минералов (сейчас этот минерал называется торит). Этому элементу, возможно, предстоит большое будущее, где он сможет сыграть в атомной энергетике роль, не уступающую по важности главному ядерному топливу — урану.

	Плюсы и минусы
+	Тория на Земле в несколько раз больше, чем урана
+	Не нужно разделять изотопы
+	Радиоактивное заражение при добыче тория существенно меньше (за счет более короткоживущего радона)
+	Можно использовать уже существующие тепловые реакторы
+	Торий имеет лучшие термомеханические свойства, чем уран
+	Торий менее токсичен, чем уран
+	При использовании тория не образуются минорные актиниды (долгоживущие радиоактивные изотопы)
-	В процессе облучения тория образуются гамма-излучающие изотопы, что создает трудности при переработке топлива

Дальние родственники бомбы

Атомная энергетика, на которую сейчас возлагается столько надежд, — это побочная ветвь военных программ, основными целями которых было создание атомного оружия (а чуть позднее реакторов для подводных лодок). В качестве ядерного материала для изготовления бомб можно было выбрать из трех возможных вариантов: уран-235, плутоний-239 или уран-233.

Так выглядит ториевый ядерный цикл, иллюстрирующий превращение тория в высокоэффективное ядерное топливо — уран-233.

Уран-235 содержится в природном уране в очень небольшом количестве — всего 0,7% (остальные 99,3% составляет изотоп 238), и его нужно выделить, а это дорогостоящий и сложный процесс. Плутоний-239 не существует в природе, его нужно нарабатывать, облучая нейтронами уран-238 в реакторе, а затем выделяя его из облученного урана. Таким же образом можно получать уран-233 путем облучения нейтронами тория-232.

В 1960-х планировалось замкнуть ядерный цикл по урану и плутонию с использованием примерно 50% АЭС на тепловых реакторах и 50% на быстрых. Но разработка быстрых реакторов вызвала трудности, так что в настоящее время эксплуатируется лишь один такой реактор — БН-600 на Белоярской АЭС (и построен еще один — БН-800). Поэтому сбалансированную систему можно создать из ториевых тепловых реакторов и примерно 10% быстрых реакторов, которые будут восполнять недостающее топливо для тепловых.

Первые два способа в 1940-х годах были реализованы, а вот с третьим физики решили не возиться. Дело в том, что в процессе облучения тория-232 помимо полезного урана-233 образуется еще и вредная примесь — уран-232 с периодом полураспада в 74 года, цепочка распадов которого приводит к появлению таллия-208. Этот изотоп излучает высокоэнергетичные (жесткие) гамма-кванты, для защиты от которых требуются толстенные свинцовые плиты. Кроме того, жесткое гамма-излучение выводит из строя управляющие электронные цепи, без которых невозможно обойтись в конструкции оружия.

Ториевый цикл

Тем не менее о тории не совсем забыли. Еще в 1940-х годах Энрико Ферми предложил нарабатывать плутоний в реакторах на быстрых нейтронах (это более эффективно, чем на тепловых), что привело к созданию реакторов EBR-1 и EBR-2. В этих реакторах уран-235 или плутоний-239 являются источником нейтронов, превращающих уран-238 в плутоний-239. При этом плутония может образовываться больше, чем «сжигается» (в 1,3−1,4 раза), поэтому такие реакторы называются «размножителями».

Другая научная группа под руководством Юджина Вигнера предложила свой проект реактора-размножителя, но не на быстрых, а на тепловых нейтронах, с торием-232 в качестве облучаемого материала. Коэффициент воспроизводства при этом уменьшился, но конструкция была более безопасной. Однако существовала одна проблема. Ториевый топливный цикл выглядит таким образом. Поглощая нейтрон, торий-232 переходит в торий-233, который быстро превращается в протактиний-233, а он уже самопроизвольно распадается на уран-233 с периодом полураспада 27 дней. И вот в течение этого месяца протактиний будет поглощать нейтроны, мешая процессу наработки. Для решения этой проблемы хорошо бы вывести протактиний из реактора, но как это сделать? Ведь постоянная загрузка и выгрузка топлива сводит эффективность наработки почти к нулю. Вигнер предложил очень остроумное решение — реактор с жидким топливом в виде водного раствора солей урана. В 1952 году в Национальной лаборатории в Оак-Ридже под руководством ученика Вигнера, Элвина Вайнберга, был построен прототип такого реактора — Homogeneous Reactor Experiment (HRE-1). А вскоре появилась еще более интересная концепция, идеально подходившая для работы с торием: это реактор на расплавах солей, Molten-Salt Reactor Experiment. Топливо в виде фторида урана было растворено в расплаве фторидов лития, бериллия и циркония. MSRE проработал с 1965 по 1969 год, и хотя торий там не использовался, сама концепция оказалась вполне работоспособной: использование жидкого топлива повышает эффективность наработки и позволяет выводить из активной зоны вредные продукты распада.

Жидкосолевой реактор позволяет намного более гибко управлять топливным циклом, чем обычные тепловые станции, и использовать топливо с наибольшей эффективностью, выводя вредные продукты распада из активной зоны и добавляя новое топливо по мере необходимости.

Путь наименьшего сопротивления

Тем не менее жидкосолевые реакторы (ЖСР) не получили распространения, поскольку обычные тепловые реакторы на уране оказались дешевле. Мировая атомная энергетика пошла по наиболее простому и дешевому пути, взяв за основу проверенные водо-водяные реакторы под давлением (ВВЭР), потомки тех, которые были сконструированы для подводных лодок, а также кипящие водо-водяные реакторы. Реакторы с графитовым замедлителем, такие как РБМК, представляют собой другую ветвь генеалогического древа — они происходят от реакторов для наработки плутония. «Основным топливом для этих реакторов является уран-235, но его запасы хотя и довольно значительны, тем не менее ограничены, — объясняет «Популярной механике» начальник отдела системных стратегических исследований Научно-исследовательского центра «Курчатовский институт» Станислав Субботин. — Этот вопрос начал рассматриваться еще в 1960-х годах, и тогда планируемым решением этой проблемы считалось введение в ядерный топливный цикл отвального урана-238, запасов которого почти в 200 раз больше. Для этого планировалось построить множество реакторов на быстрых нейтронах, которые бы нарабатывали плутоний с коэффициентом воспроизводства 1,3−1,4, чтобы избыток можно было использовать для питания тепловых реакторов. Быстрый реактор БН-600 был запущен на Белоярской АЭС — правда, не в режиме бридера. Недавно там же был построен и еще один — БН-800. Но для построения эффективной экосистемы атомной энергетики таких реакторов нужно примерно 50%».

Все радиоактивные изотопы, которые встречаются в природе в естественных условиях, принадлежат к одному из трех семейств (радиоактивных рядов). Каждый такой ряд — это цепочка ядер, связанных последовательным радиоактивным распадом. Родоначальники радиоактивных рядов — долгоживущие изотопы уран-238 (период полураспада 4,47 млрд лет), уран-235 (704 млн лет) и торий-232 (14,1 млрд лет). Цепочки заканчиваются стабильными изотопами свинца. Существует еще один ряд, начинающийся с нептуния-237, но период его полураспада слишком мал — всего лишь 2,14 млн лет, поэтому в природе он не встречается.

Могучий торий

Вот тут как раз на сцену и выходит торий. «Торий часто называют альтернативой урану-235, но это совершенно неправильно, — говорит Станислав Субботин. — Сам по себе торий, как и уран-238, вообще не является ядерным топливом. Однако, поместив его в нейтронное поле в самом обычном водо-водяном реакторе, можно получить отличное топливо — уран-233, которое затем использовать для этого же самого реактора. То есть никаких переделок, никакого серьезного изменения существующей инфраструктуры не нужно. Еще один плюс тория — распространенность в природе: его запасы как минимум втрое превышают запасы урана. Кроме того, нет необходимости в разделении изотопов, поскольку при попутной добыче вместе с редкоземельными элементами встречается только торий-232. Опять же, при добыче урана происходит загрязнение окружающей местности относительно долгоживущим (период полураспада 3,8 суток) радоном-222 (в ряду тория радон-220 — короткоживущий, 55 секунд, и не успевает распространиться). Кроме того, торий имеет отличные термомеханические свойства: он тугоплавкий, менее склонен к растрескиванию и выделяет меньше радиоактивных газов при повреждении оболочки ТВЭЛ. Наработка урана-233 из тория в тепловых реакторах примерно в три раза более эффективна, чем плутония из урана-235, так что наличие как минимум половины таких реакторов в экосистеме атомной энергетики позволит замкнуть цикл по урану и плутонию. Правда, быстрые реакторы все равно будут нужны, поскольку коэффициент воспроизводства у ториевых реакторов не превышает единицы».

На производство 1 ГВт в течение года требуется: 250 т природного урана (содержат 1,75 т урана-235) требуется добыть 215 т обедненного урана (в том числе 0,6 т урана-235) уходят в отвалы; 35 т обогащенного урана (из них 1,15 т урана-235) загружаются в реактор; отработанное топливо содержит 33,4 т урана-238, 0,3 т урана-235, 0,3 т плутония-239, 1 т продуктов распада. 1 т тория-232 при загрузке в жидкосолевой реактор полностью конвертируется в 1 т урана-233; 1 т продуктов распада, из них 83% - короткоживущие изотопы (распадаются до стабильных примерно за десять лет).

Однако у тория есть и один достаточно серьезный минус. При нейтронном облучении тория уран-233 оказывается загрязненным ураном-232, который испытывает цепочку распадов, приводящую к жесткому гамма-излучающему изотопу таллий-208. «Это сильно затрудняет работу по переработке топлива, — объясняет Станислав Субботин. — Но с другой стороны, облегчает обнаружение такого материала, уменьшая риск хищений. Кроме того, в замкнутом ядерном цикле и при автоматизированной обработке топлива это не имеет особого значения».

Термоядерное зажигание

Эксперименты по использованию ториевых ТВЭЛов в тепловых реакторах ведутся в России и других странах — Норвегии, Китае, Индии, США. «Сейчас самое время вернуться к идее жидкосолевых реакторов, — считает Станислав Субботин. — Химия фторидов и фторидных расплавов хорошо изучена благодаря производству алюминия. Для тория реакторы на расплавах солей гораздо более эффективны, чем обычные водо-водяные, поскольку позволяют гибко производить загрузку и вывод продуктов распада из активной зоны реактора. Более того, с их помощью можно реализовать гибридные подходы, используя в качестве источника нейтронов не ядерное топливо, а термоядерные установки — хотя бы те же токамаки. К тому же жидкосолевой реактор позволяет решить проблему с минорными актинидами — долгоживущими изотопами америция, кюрия и нептуния (которые образуются в облученном топливе), «дожигая» их в реакторе-мусорщике. Так что в перспективе нескольких десятилетий в атомной энергетике без тория нам не обойтись».

План:

Введение

• 1 Образование и распад
• 2 Получение
• 3 Применение
Примечания

Введение

Ура́н-232 (англ. uranium-232 ) - радиоактивный нуклид химического элемента урана с атомным номером 92 и массовым числом 232. Благодаря длинной цепи распада и большему, чем у большинства других изотопов, удельному энерговыделению, уран-232 является перспективным нуклидом для применения в радиоизотопных источниках энергии.

Активность одного грамма этого нуклида составляет приблизительно 827,38 ГБк.

1. Образование и распад

Уран-232 образуется в результате следующих распадов:

• β + -распад нуклида 232 Np (период полураспада составляет 14,7(3) мин):

• β − -распад нуклида 232 Pa (период полураспада составляет 1,31(2) суток):

• α-распад нуклида 236 Pu (период полураспада составляет 2,858(8) года):

Распад урана-232 происходит по следующим направлениям:

• α-распад в 228 Th (вероятность 100 % , энергия распада 5 413,63(9) кэВ ):

энергия испускаемых α-частиц 5 263,36 кэВ (в 31,55 % случаев) и 5 320,12 кэВ (в 68,15 % случаев) .

• Спонтанное деление (вероятность менее 1×10 −12 %) ;
• Кластерный распад с образованием нуклида 28 Mg (вероятность распада менее 5×10 −12 %) :

• Кластерный распад с образованием нуклида 24 Ne (вероятность распада 8,9(7)×10 −10 %) :

2. Получение

Уран-232 образуется в качестве побочного продукта при наработке урана-233 путём бомбардировки нейтронами тория-232. Наряду с реакцией образования урана-233, в облучаемом ториевом топливе происходят следующие побочные реакции:

Ввиду того, что эффективное сечение реакций (n, 2n) для тепловых нейтронов мало, выход урана-232 зависит от наличия значительного количества быстрых нейтронов (с энергией не менее 6 МэВ).

Если в ториевом топливе присутствует в значительных количествах нуклид торий-230, то образование урана-232 дополняется следующей реакцией, идущей с тепловыми нейтронами:

Так как наличие урана-232 в облученном топливе затрудняет безопасность работы с ним (см. раздел «Применение»), для снижения образования урана-232 необходимо использовать ториевое топливо с минимальной концентрацией тория-230 .

3. Применение

Уран-232 является родоначальником длинной цепочки распада, в которую входят нуклиды-излучатели жёстких гамма-квантов :

232 U (α; 68,9 года) 228 Th (α; 1,9 года) 224 Ra (α; 3,6 суток; испускает γ-квант 0,24 МэВ в 4,10 % случаев распада) 220 Rn (α; 56 с; γ 0,55 МэВ, 0,114 %) 216 Po (α; 0,15 с) 212 Pb (β−; 10,64 часа) 212 Bi (α; 61 с; γ 0,73 МэВ, 6,67 %; γ 1,62 МэВ, 1,47 %) 208 Tl (β−; 3 мин; γ 2,6 МэВ, 99,16 %; γ 0,58 МэВ, 84,5 %) 208 Pb (стабильный)

Быстрая последовательность распадов, начинающихся с радия-224, сопровождается значительным количеством гамма-излучения, при этом около 85 % всей энергии гамма-излучения образуется при распаде таллия-208, излучающего преимущественно гамма-кванты с энергией 2,6 МэВ . Данная особенность приводит к тому, что наличие урана-232 в качестве примеси к урану-233 является крайне нежелательным, затрудняя безопасность работы с ним.

С другой стороны, высокое удельное энерговыделение делает этот нуклид чрезвычайно перспективным для использования в радиоизотопных источниках энергии.

Примечания

1. 1 2 3 4 5 G. Audi, A.H. Wapstra, and C. Thibault (2003). «The AME2003 atomic mass evaluation (II). Tables, graphs, and references. - www.nndc.bnl.gov/amdc/masstables/Ame2003/Ame2003b.pdf». Nuclear Physics A 729 : 337-676. DOI:10.1016/j.nuclphysa.2003.11.003 - dx.doi.org/10.1016/j.nuclphysa.2003.11.003.
2. 1 2 3 4 5 6 7 8 9 G. Audi, O. Bersillon, J. Blachot and A. H. Wapstra (2003). «The NUBASE evaluation of nuclear and decay properties - www.nndc.bnl.gov/amdc/nubase/Nubase2003.pdf». Nuclear Physics A 729 : 3–128. DOI:10.1016/j.nuclphysa.2003.11.001 - dx.doi.org/10.1016/j.nuclphysa.2003.11.001.
3. Свойства 232 U на сайте IAEA (International Atomic Energy Agency) - www-nds.iaea.org/relnsd/tablenucsENSDF.jsp?query=3447
4. 1 2 Carey Sublette Nuclear Weapons Frequently Asked Questions - nuclearweaponarchive.org/Nwfaq/Nfaq6.html (англ.) . nuclearweaponarchive.org.
5. Таблица нуклидов на сайте МАГАТЭ - www-nds.iaea.org/relnsd/vchart/index.html

Транскрипт

1 92. УРАН Помимо трех природных изотопов урана в РОСФОНД включены данные для урана- 233, урана-236 и двух гораздо менее долгоживущих изотопов- урана-232 и урана Уран-232 Радиоактивен. (Т 1/2 =68.9 д). Цепочка распадов урана-232 ведет к образованию таллия- 208, испускающего при бета-распаде жесткое гамма-излучение (2.7 МэВ), существенно осложняющее радиационную обстановку при операциях с отработавшим топливом. В современных библиотеках содержатся следующие оценки данных для урана-232. ФОНД-2.2 оценка T.Ohsawa, T.Nakagawa, ENDF/B-VII.b2- оценка M. Chadwick, P.Young, 2005 JENDL-3.3 оценка Т.Ohsawa, T Nakagawa, 1987 JEFF-3.1 оценка T.Mutsunobu, T.Kawano, Сравнение резонансных интегралов и тепловых сечений. Источник σ с (эв) RI c σ f (эв) RI f ENDF/B-VII.b JENDL JEFF Mухабхаб ± ± ± ±30 Большие расхождения в оценках резонансных интегралов захвата обусловлены отсутствием прямых экспериментальных данных. Заключение Несмотря на более позднюю дату оценки из ENDF/B-VII.b2, ее преимущества перед оценкой из JEFF-3.1, если и имеются, то не очевидны. В частности в JEFF-3.1 в резонансной области использована оценка Дерриена 1994г., тогда как в ENDF/B-VII.b2 использованы резонансные параметры Мухабхаба оцененные десятилетием раньше. В РОСФОНД рекомендуется принять оценку из JEFF-3.1. Спектры 8-групп запаздывающих нейтронов заменяются на соответствующие спектры для урана-235. Выходы групп, разумеется, приведены в соответствие с JEFF-3.1. В файл включаются также данные о выходах продуктов деления из ENDF/B-VII.b2 1 (в других библиотеках данных о выходах продуктов деления для урана-232 не содержится). В дальнейшем желательно выполнить новую оценку нейтронных данных. Автор заключения Николаев М.Н. Содержание файла РОСФОНД для 92- U-232 Заменить!! MF = 1 Общая и специальная информация о нуклиде 1 T.R.England, B.F.Rider, ENDF-349,

2 MT = 451 заголовочная секция MT = 452 полное среднее число нейтронов деления MT = 455 запаздывающие нейтроны деления MT = 456 среднее число мгновенных нейтронов деления MF = 2 Pезонансные параметры MT = 151 секция резонансных параметров MF = 3 Hейтронные сечения MT = 1 полное сечение MT = 2 упругое рассеяние MT = 4 суммарное сечение неупругого рассеяния MT = 16 реакция (n,2n) 92- U-231 MT = 17 реакция (n,3n) 92- U-230 MT = 18 все процессы деления MT = неупругое рассеяние с возбуждением дискретных уровней MT = 91 неупругое рассеяние с возбуждением континуума уровней MT = 102 радиационный захват: реакция (n,gamma) 92- U-233 MT = 251 средний косинус угла упругого рассеяния в лаб. системе координат MF = 4 Угловые распределения вторичных нейтронов MT = 2 упругое рассеяние MT = 16 реакция (n,2n) 92- U-231 MT = 17 реакция (n,3n) 92- U-230 MT = 18 все процессы деления MT = неупругое рассеяние с возбуждением дискретных уровней MT = 91 неупругое рассеяние с возбуждением континуума уровней MF = 5 Энергетические распределения вторичных нейтронов 2

3 MT = 16 реакция (n,2n) 92- U-231 MT = 17 реакция (n,3n) 92- U-230 MT = 18 MT = 91 все процессы деления неупругое рассеяние с возбуждением континуума уровней Уран-233 Радиоактивен. (Т 1/2 =1.592*10 5 лет). Альфа-распадается в торий-229 (Т 1/2 =7880 лет). Является перспективным ядерным топливом (основой уран-ториевого топливного цикла) В современных библиотеках содержатся следующие оценки данных для урана-233. ФОНД-2.2 и БРОНД-2 оценка Сухоручкина и Клепацкого, ENDF/B-VII.b2- оценка Young,Сhadwick,Talou,Leal,Derrien, JENDL-3.3 и JEFF-3.1 оценка T.Mutsunobu, T.Kawano, Кроме того, доступна недавняя (2005г.) оценка В.Маслова. 1. Область тепловых нейтронов и область разрешенных резонансов. В таблице 1 приведены оцененные тепловые сечения и резонансные интегралы захвата и деления, а также число мгновенных нейтронов деления в сравнении с оценками экспериментальных данных Мухабхабом и Тельером, а также с согласованной оценкой тепловых сечений, выполненной международной группой по стандартам в 2005 г 2. В последней оценке учтены все различия в опорных величинах, использовавшихся при получении окончательных результатов. Таблица 1. Тепловые сечения и резонансные интегралы. Источник σ с (RI c σ f (эв) RI f ν t эв) ФОНД ENDF/B-VII.b JENDL Маслов Mухабхаб ± ± ± ± ±0.004 Tellier ± ± ± ±17 Cтандарты ± ± ± Как видим, расхождения в принятых оцененных данных по сечениям и резонансным интегралам не выходят за пределы оцененных погрешностей совокупности экспериментальных данных. Описания области разрешенных резонансов существенно различаются. В оценке Сухоручкина и Клепацкого эта область простирается до 100 эв, содержит 178 резонансов, энергия последнего эв. В дальнейшем эта оценка рассматриваться не будет как явно устаревшая. 2 Данные сообщены участниками международной группы от России В.Проняевым, С.Бадиковым и Е.Гаем 3

4 В оценке Митсуноби и Кавано граница области разрешенных резонансов -150 эв. Даны параметры 190 резонансов с максимальной энергией эв В оценке, принятой в ENDF/B-VII.b2 граница области разрешенных резонансов 600 эв; в этой области даны параметры 738 резонансов. Кроме того, заданы параметры 16 связанных состояний и 16 резонансов, лежащих выше этой области. Эта оценка принята и Масловым. Оценка резонансных параметров выполнена с учетом новых измерений полного сечения и сечения деления, выполненных с очень высоким разрешением на ускорителе ORELA в г.г. с использованием известной программы SUMMY, описывающей совокупность экспериментальных данных методом наименьших квадратов на основе R-матричного формализма 3. На рис.1 приведена нарастающая сумма числа резонансов, а на рис. 2 нарастающая сумма приведенных нейтронных ширин. Тонкими линиями проведены линейные аппроксимации к начальным участкам (до 400 эв) этих кривых. Из рис. 2 можно сделать заключение, что пропуска резонансов в рассматриваемой области практически нет. Рис.2 показывает, что в интервале эв имеет место недобор приведенных нейтронных ширин, а затем, выше 500 эв, сохраняется прежняя скорость нарастания суммы ширин. Недостаток резонансов с большими ширинами, конечно, не является свидетельством пропуска уровней, но вселяет сомнение в корректность определения резонансных параметров в указанном интервале. Несмотря на это оценка резонансных параметров из ENDF/B-VII.b2, безусловно, является наиболее полной и надежной и в РОСФОНД следует принять именно эту оценку. Число резонансов Энергия,эВ ENDF/B-V II Рис.1. Нарастающая сумма числа резонансов 3 L. C. Leal, H. Derrien, J. A. Harvey, K. H. Guber, N. M. Larson and R. R. Spencer, R-Matrix Resonance Analysis and Statistical Properties of the Resonance Parameters of U-233 in the Neutron Energy Range from Thermal to 600 ev, ORNL/TM-2000/372, March

5 C умма <Гn0> " Энергия,эВ Рис.2. Сумма приведенных нейтронных ширин. 2. Область неразрешенных резонансов. ENDF/B-VII В ENDF/B-VII.b2 область неразрешенных резонансов простирается до 40 кэв; структура сечений описывается параметрами s-, p- и d-волн; файл средних резонансных параметров рекомендован лишь для учета резонансной самоэкранировки сечений, сами средние сечения заданы в файле MF=3. В JENDL-3.3 (а потому и в JEFF-3.1) область неразрешенных резонансов простирается лишь до 30 кэв; заданы параметры только s- и р-волн, но эти параметры рекомендованы для расчета не только факторов самоэкранировки, но и средних сечений. В оценке Маслова область неразрешенных резонансов простирается до порога неупругого рассеяния кэв. Заданы параметры s-, p- и d-волн, с помощью которых описываются и средние сечения. В этом очевидное преимущество оценки Маслова, однако, требуется рассмотреть как рассчитанные или заданные средние сечения согласуются с имеющимися экспериментальными данными. На рис. 3 оцененные даны по полному сечению сравниваются с экспериментальными данными. В JENDL-3.3 экспериментально установленная гросс U-233 Total URR+Fast Region Cross section, barn ENDF/B JENDL=JEFF MASLOV Fulwood57 Stupegia62 Pattenden E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 Energy, ev Рис.3. Полное сечение в области неразрешенных резонансов 5

6 структура полного сечения воспроизведена путем вариаций средних параметров расстояний между резонансами и нейтронных ширин (для всех значений J и четности). Маслов этих искусственных вариаций не вводит и потому никакой структуры среднего сечения у него не проявилось. Вообще среднее сечение в этой оценке примерно на барн (~5%) ниже, чем в двух предыдущих, что, впрочем не выходит за пределы разброса экспериментальных данных. Рассмотрим теперь данные по парциальным сечениям. На рис. 4 с экспериментальными данными сравниваются оцененные сечения деления Cross section, barn U-233 Fission URR ENDF/B JENDL=JEFF MASLOV Guber2001 Nizamuddin E+02 Energy, ev 1.E+03 Рис.4а. Сечение деления в области неразрешенных резонансов 15.0 Cross section, barn U-233 Fission URR JENDL=JEFF Guber2001 Nizamuddin74 ENDF/B MASLOV E+03 Energy, ev 1.E+04 Рис.4б. Сечение деления в области неразрешенных резонансов 5.0 U-233 Fission URR+Fast Region Cross section, barn JENDL=JEFF Guber2001 Nizamuddin74 MASLOV ENDF/B E+04 Energy, ev 1.E+05 Рис.4в. Сечение деления в области неразрешенных резонансов 6

7 Представление данных в цитированных работах излишне подробно: разброс точек не отражает ни детальную резонансную структуру, для этого разрешение недостаточно, ни гросс-структуру. На рис. 4г оцененные данные сравниваются с экспериментальными в узком диапазоне от 600 до 800 эв. Экспериментальные данные были усреднены по подинтервалам и результаты усреднения представлены гистограммами. Как видно, гросс-структура сечения деления, отображенная в оценках ENDF/B-VII.b2 и JENDL-3.3, лишь качественно отражает результаты измерений, не согласующихся между собой в деталях. Это ставит по сомнение целесообразность описания структуры сечения деления в этом энергетическом диапазоне Cross section, barn ENDF/B JENDL=JEFF MASLOV 5.0 Guber2001 Nizamuddin74 Guber2001 Nizamuddin E+02 7.E+02 8.E+02 Energy, ev Рис.4г. Сечение деления в области неразрешенных резонансов На рис.5 оценки сечения захвата сравниваются с данными Вестона, единственными имеющимися в EXFORе в области неразрешенных резонансов. Оценка, принятая в ENDF/B-VII.b2, явно завышает сечение захвата. В описании файла ссылок на какие-либо дополнительные экспериментальные данные в этой области нет. В связи со всем изложенным представляется целесообразным включить в РОСФОНД Масловскую оценку данных в области неразрешенных резонансов U-233 Capture URR+Fast Region ENDF/B JENDL=JEFF MASLOV Cross section, barn Weston E E E E+03 Energy, ev Рис.5. Сечение захвата в области неразрешенных резонансов 7

8 3. Сечения вне резонансной области На рис. 6. оценки полного сечения сравниваются с имеющимися экспериментальными данными. Расхождения между оценками существенно меньше разброса экспериментальных данных, так что можно констатировать, что все они равно хороши. Cross section, barn ENDF/B MASLOV Green73a Poenitz83 Poenitz78 JENDL=JEFF Foster Jr71 Green73b Poenitz E E E E E+06 Energy, ev 10.0 Рис.6а. Полное сечение. 9.0 Cross section, barn ENDF/B JENDL=JEFF 5.0 MASLOV Green73a Foster Jr71 Green73b 4.0 Poenitz83 1.E+06 1.E+07 Energy, ev Рис.6б. Полное сечение. На рис.7. с экспериментальными данными сравниваются оценки сечения деления. Здесь положение дел не столь хорошо: разброс экспериментальных данных 8

9 Cross section, barn JENDL=JEFF Tovesson2004c Guber2001 Shcherbakov2001 MASLOV ENDF/B Meadows74 Poenitz E+05 1.E+06 1.E+07 Energy, ev Рис.7а.Сечение деления 9

10 Cross section, barn JENDL=JEFF Tovesson2004c Guber2001 Shcherbakov2001 MASLOV ENDF/B Meadows74 Poenitz E+05 1.E+06 1.E+07 Energy, ev 2.8 Рис.7б. Сечение деления Cross section, barn JENDL=JEFF MASLOV Shcherbakov2001 ENDF/B Pankratov63 Medous Zasadny-84 Arlt-81 Алхазов-83 Адамов E E E E E E+07 Energy, ev Рис.7в. Сечение деления. Намного превышает приписанные им погрешности. В результате расхождения оцененных дванных от экспериментальных достигает в окрестностях 1 МэВ и 8МэВ ±5%. Ниже 175 кэв оценка Маслова лучше других согласуется с экспериментальными данными, выше имеет преимущество оценка ENDF/B-VII.b2. Заметим, кстати, что при выполнении этой оценки результаты многочисленных измерений отношений сечений деления урана-233 и урана-235 нормировались на стандартное сечение деления урана- 235, принятое в 2005 г. (и включенное в РОСФОНД). На рис.8. с единственными экспериментальными данными Гопкинса сравниваются результаты оценок. Данные ENDF/B-VII.b2 идут прямо по экспериментальным точкам; две другие оценки отличаются от них на величину порядка погрешности. Экспериментальные данныепо неупругому рассеянию нейтронов на уране-233 отсутствуют. На рис.9 проводится сравнение результатов обсуждаемых оценок. Вблизи порога различия между ними весьма велики. Минимум в полном сечении неупругого рассеяния в оценке ENDF/B-VII.b2 лежит при 700 кэв, т.е. как раз на принятом в этой оценке пороге неупругого рассеяния с возбуждением непрерывного спектра уровней. В двух других оценках этот порог на 100 кэв ниже. Для уяснения ситуации на рис. 8 нанесено полное сечение неупругого рассеяния из файла урана-233 из ENDF/B-VI. Оно 10

11 существенно ниже современных оценок, но как и в них никакого пика на пороге не наблюдается. 1.E+00 Cross section, barn 1.E-01 1.E-02 ENDF/B JENDL=JEFF MASLOV Hopkins62 1.E-03 1.E+04 1.E+05 1.E+06 1.E+07 Energy, ev Рис.8. Сечение захвата 2.0 U-233 Inelastic 1.5 Cross section, barn E E E E+07 Energy, ev Рис.9. Полное сечение неупругого рассеяния Cross section, barn ENDF/B-VII MT=3 ENDF/B-VII MT=2 JENDL-3.3 MT=2 Maslov MT=2 Maslov MT=3 U-235 MT= E E E E+07 Energy, ev Рис.10. Сечения упругого рассеяния (МТ=2) и суммарное сечение неупругих взаимодействий (МТ=3) 11

12 На рис. 10 приведены оцененные сечения упругого рассеяния и суммарного сечения неупругих взаимодействий 4. Видно, что аномалия в сечении неупругого рассеяния отразилась и в поведении суммарного сечения неупругих взаимодействий, которое существенно отличается от оценки Маслова. Наличие этой аномалии, не имеющей места для урана-235 (сечение неупругих взаимодействий для которого также приведено для сравнения на рис.10), порождает сомнения в корректности оценки, принятой в ENDF/B-VII.b2. На рис.11 приведены данные по сечениям реакций (n,2n) и (n,3n). Cross section, barn ENDF/B(n2n) JENDL(n2n) MASLOV(n2n) ENDF/B(n3n) JENDL(n3n) MASLOV(n3n) E E E E+07 Energy, ev Рис.11. Сечения реакций (n,2n) и (n,2n). Дифференциальных экспериментальных данных для этих реакций нет. Расхождения в оценках выше 16 МэВ велики. Косвенно в пользу оценки ENDF/B- VII.b2 говорит то, что она выполнялась вплоть до 30 МэВ, где роль реакций (n,xn) весьма существенна и, несомненно, расчет их сечений требовал от оценщиков повышенного внимания. Реакция (n.4n) около 19 МэВ. Eё сечение даже при 20 МэВ составляет доли миллибарна. При взаимодействии нейтронов с ураном-233 при всех энергиях возможны реакции (n,p) и (n,α). Из-за высокого кулоновского барьера сечения этих реакций малы: даже при 20 МэВ сечение первой из них по оценке EAF-2003 составляет 70 миллибарн; второй - 5 миллибарн. Тем не менее включить сечения этих реакций в РОСФОНД представляется целесообразным. Подводя итоги сказанному выше, можно заключить, что в РОСФОНД следует принять нейтронные сечения, оцененные Масловым, которые, как правило, будучи близки к оценке из ENDF/B-VII.b2, не обладают аномально высоким сечением неупругого рассеяния в области ниже 700 кэв. 4. Числа вторичных нейтронов и их энерго-угловые распределния 4.1. Число нейтронов деления Оцененные числа нейтронов деления урана-233 тепловыми нейтронами приведены в таблице 1. Величина, принятая в ENDF/B-VII.b2 превышает рекомендацию группы по стандартам (основанную на совместной оценке всех данных, зависящих от ν р (233 U)) на три стандартных отклонения, приписанных этой величине. 4 Сечение МТ=3 в JENDL-3.3 не задано и его непросто получить, поскольку составляющие заданы на разных энергетических сетках. По этой же причине Масловское сечение МТ=3 приведено только до порога реакции (n,2n). 12

13 Это различие в точности равно вкладу запаздывающих нейтронов, принятому в этой оценке: ν d = Таким образом при оценке данных для ENDF/B-VII.b2 величина, рекомендуемая международной группой по стандартам как ν t, рассматривалась как ν р. Оценка JENDL-3.3 ниже рекомендованного значения на 2.6 стандартного отклонения. Оценка Маслова также ниже, но только на 1 стандартное отклонение. Представляется целесообразным принять в РОСФОНД величину, рекомендованную международной группой по стандартам, т.е. ν t = Число запаздывающих нейтронов по оценке ENDF/B-VII.b2 при низких энергиях равно; по оценке JENDL и практически столько же по Маслову Если принять ν d =0.0068, то для ν р получим «круглое» число На рис. 12 приведены энергетические зависимости ν р по разным оценкам в сравнении с экспериментальными данными. Все приведенные данные экспериментальные данные перенормированы либо на ν р (252 Cf)=3.7606, либо на ν р (233 U;0.0253эВ)=2.490 в зависимости от использовавшегося монитора NUbar ENDF/B JENDL 2.5 MASLOV Смиренкин-58 Нурпеисов-73 Нурпеисов-75 Gwin-86 Kолосов-72 Стандарт E E E E E E E E E E E+06 Energy, ev Рис.12а. Число мгновенных нейтронов деления. Изломанный ход ν р с энергией, принятый Масловым, экспериментальными данными не оправдывается. Вообще, до 1.5 МэВ принятое в этой оценке ν р представляется заниженным. При более высоких энергиях данные приведены на рис. 12б NUbar 4.0 ENDF/B JENDL 3.5 MASLOV Смиренкин Нурпеисов-73 Нурпеисов Gwin-86 Kолосов E E E E E E E E E E E+07 Energy, ev Рис.12б. Число мгновенных нейтронов деления. 13

14 В этой области оценка ENDF/B-VII.b2 представляется наилучшей. Eё вполне можно принять и при боле низких энергиях если заменить значение ν р в тепловой области на (см рис.12а). На рис. 13 приведены оцененные энергетические зависимости ν d. Для сравнения приведены таковые и для урана-235 и плутония-239. Сравнение показывает, что энергетическая зависимость ν d, принятая в ENDF/B-VII.b2 ошибочна. Для такого ее поведения нет никаких физических оснований. Напротив, снижение ν d с энергией, проявляющееся во всех других оценках, объясняется появлением дополнительных шансов деления. В РОСФОНД целесообразно принять энергетическую зависимость ν d из JENDL-3.3, перенормировав ее на принятое значение ν d в тепловой области NUbar ENDF/B JENDL-3.3 Maslov U-235-РОСФОНД Pu-239-РОСФОНД E E E E E E E E E E E+07 Energy, ev Рис.13. Энергетическая зависимость выхода запаздывающих нейтронов 4.2. Спектры нейтронов деления. Спектры мгновенных нейтронов деления в рассматриваемых оценках описаны существенно по-разному. В ENDF/B-VII.b2 эти спектры заданы формой Уатта с параметрами а(е) и b(e), зависящими от энергии нейтронов E, вызывающих деление: 2exp(-ab/4) χ (E) = exp(E / a)sh be πa 3 b Характер этой зависимости можно видеть из рис.14, на котором изображена зависимость средней энергии нейтронов деления < E >= a(3/2 + ab/4) как функция E. В заголовочной секции утверждается, что спектры нейтронов деления приняты в соответствии с оценкой JENDL-3.3. Это, очевидно, не совсем верно, поскольку в оценке JENDL-3.3 спектры мгновенных нейтронов деления определены иначе, а именно - функциями, заданными в 164 точках при каждой из 7 начальных энергий. Аналогично определяются спектры деления и в оценке Маслова, но спектры задаются в 326 точках при каждой из 22 начальных энергий в интервале до 20 МэВ. 14

15 Average fission neutron energy 2.40 ENDF/B-VII, E E E E E+07 Energy, ev Рис.14. Энергетическая зависимость средней энергии нейтронов деления О том, как получены спектры мгновенных нейтронов деления в описании файла JENDL-3.3 ничего не говорится. В описании файла Маслова сказано следующее: «Спектры мгновенных нейтронов деления (СМНД) рассчитывались по полуэмпирической модели 5. Спектры нейтронов испускаемых перед делением в (n, n f), (n,2nf) и (n,3nf) процессах рассчитывались по статистической модели Хаузера- Фещбаха с учетом предравновесных процессов. Качество описания проверялось на основе экспериментальных данных Старостов-83, Старостов-85, Lajtai-85, и Miura- 02. Расчеты свидетельствуют о снижении средней энергии нейтронов деления при превышении порогов реакций (n, n f), (n,2nf) и (n,3nf). Спектры нейтронов, испускаемых осколками деления, рассчитывались как суперпозиция двух спектров Уатта, соответствующих легкому и тяжелому осколку, отличающихся параметрами, определяющими среднюю энергию. При этом учитывалось различие кинетических энергий осколков и зависимость этих энергий от момента, уносимого нейтронами, испускаемыми перед делением. Именно этот механизм и обусловил снижение средней энергии нейтронов деления при превышении порогов деления с предварительной эмиссией нейтронов.» Приведенное обоснование вполне соответствует современному представлению о механизмах испускания нейтронов деления, а то, что оценка позволила описать и экспериментальные данные повышают их надежность. Правда, почти все спектры были измерены для деления тепловыми нейтронами и лишь данные Мюира получены при энергии 550 кэв, лежащей все же существенно ниже порога реакции (n,n f). Как бы то ни было, спектры, приведенные в Масловской оценке, представляются наиболее надежными. Обсудим теперь данные о запаздывающих нейтронах. В библиотеке РОСФОНД, как и в JEFF-3.1, принято универсальное 8-групповое представление данныз о запаздывающих нейтронах определение групп одинаково для всех делящихся ядер: каждая из них включает в себя определенную группу предшественников с близкими периодами полураспада. Благодаря этому постоянные распада групп не зависят от делящегося ядра. Не зависят от делящегося ядра и спектры нейтронов каждой группы предшественников. Однако суммарный выход запаздывающих нейтронов и доли групп, понятно, зависят и от делящегося ядра и от энергии нейтронов, вызывающих деления. Как и для других делящихся ядер, для урана-233 принимается их 8-групповая оценка из JEFF-3.1, со следующими, однако, исключениями. 5 Maslov V., Porodzinskij Yu., Baba M.,Hasegawa A., Kornilov N., Kagalenko A., Tetereva N.A. INDC(BLR)-...,IAEA, Vienna 15

16 1. Число запаздывающих нейтронов, испускаемых при делении тепловыми нейтронами, принято равным (в JEFF-3.1 оно равно; в ENDF/B-VII.b , у Маслова). Энергетическая зависимость этого числа такой, как в оценке JEFF-3.1 (cм. рис. 13). 2. Спектры групп запаздывающих нейтронов приняты такими же, как и для урана-235 (см. ниже п) и для всех других делящихся ядер. Однако выходы каждой из 8 групп приняты такими же, как в JEFF-3.1, т.е. на основе рекомендаций работы Спектры и угловые распределения рассеянных нейтронов и нейтронов реакций (n,xn) На рис.15 сравниваются оцененные значения первых трех моментов угловых распределений упруго рассеянных нейтронов. Оценки очень близки друг к другу. Все они получены расчетным путем. В EXFORe cодержатся результаты лишь одной неопубликованной работы Haoaut-82, в которой измерялись угловые распределения нейтронов с энергией 0.7 и 1.5 МэВ. При этих энергиях отличить упруго рассеянные нейтроны от неупруго рассеянных на низколежащих уровнях весьма непросто. В кратком описании, данном в EXFORe процедура разделения этих процессов не описана, сказано лишь, что поправка на неупругое рассеяние, вводимая автором, составляла от 5 до 35% и при 0.7 МэВ и при 1.5 МэВ. Поскольку при названных энергиях расхождений в оценках нет, а эксперимент высокой надежностью не отличается, достаточно трудоемкое сравнение с ним сочтено излишним. В РОСФОНД целесообразно включить оценку из ENDF/B-VII.b2, занимающую, как правило, промежуточное положение Значение углового момента ENDF/B-VII 0.1 JENFF-3.1 Маслов E E E E+07 Энергия,эВ Рис.15. Угловые моменты распределения упруго рассеянных нейтронов: сплошные кривые 1-й момент (средний косинус угла рассеяния), штриховые 2-й момент, пунктирные 3-й момент. 6 Spriggs,Campbel and Piksaikin,Prg Nucl Eng 41,223(2002) 16

17 Что касается спектров неупруго рассеянных нейтронов, то ниже порога возбуждения континуума уровней они определяются полнотой учета возбуждаемых уровней ядра-мишени. В этом отношении оценка Маслова имеет определенное преимущество перед JENDL-3.3: в ней учтены все уровни, указанные в базе данных PCNUDAT 2, тогда как в JENDL-3.3 возбуждение части уровней с энергиями от 400 до 600 кэв не описывается. В обеих оценках возбуждение континуума уровней описывается начиная с 600 кэв, т.е. непосредственно вслед за областью дискретных уровней. Оценку, принятую в ENDF/B-VII.b2, мы здесь не обсуждаем из-за порождаемых ею сомнений в корректности описания энергетического поведения суммарного сечения неупругого рассеяния (см. выше п.3). Спектры нейтронов, рассеянных с возбуждением континуума уровней На рис.16 приведены спектры нейтронов, испытавших неупругое рассеяние с возбуждением континуума уровней ядра-мишени. Данные приводятся для начальных энергий 6 МэВ, 10 МэВ и 14 МэВ. При 6 МэВ, т.е. ниже порога реакции (n,n f) Масловский спектр существенно жестче остальных: очевидно, доля предравновесно испущенных нейтронов в нем выше. При 10 МэВ оценки нейтронных спектров существенно различаются. В спектре, принятом в JENDL-3.3 нейтроны с энергиями ниже 3.7 МэВ вообще отсутствуют, т.е. предполагается, что вслед за испусканием столь медленных нейтронов всегда следует деление. В оценке ENDF/B-VII.b2 хвост сравнительно медленных нейтронов наличествует, а в Масловской оценке на этом хвосте проявляется еще и максимум в области порядка 1 МэВ. При 14 МэВ в спектре JENDL-3.3 нет нейтронов с энергией ниже 5 МэВ, но вероятность испускания нейтронов с энергиями 6-8 МэВ существенно выше, чем в двух других оценках. Спектры ENDF/B-VII.b2 и Масловский выше 7 МэВ близки, но в Масловском спектре имеется длинный хвост медленных нейтронов. По каким-то причинам вслед за испусканием медленных нейтронов не происходит ни реакции (n,2n), ни деления. Вероятность/МэВ 9.0E E E E E E E E E E E E E E E E E E E+00 Спектры (n,n") 0.0E E E E E E E E+07 Энергия,эВ 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 Рис.16. Сравнение спектров нейтронов, неупруго рассеянных с возбуждением континуума уровней. 17

18 На рис. 17 сравниваются оценки спектров нейтронов реакции (n,2n) для двух начальных энергий 10 и 14 МэВ. Различия в оценках весьма велики, особенно при 14 МэВ. Расхождения указывают на неблагополучное положение дел с оценкой спектров, а, стало быть, и сечений процессов, происходящих по разным каналам и разным образом (предравновесное испускание нейтронов и обычное испарение, деление после испускания одного-двух нейтронов тем или иным способом). Поскольку существенных различий в оценках суммарного сечения деления нет, происходит компенсация различий в оценке вкладов различных механизмов реакций. Спектры (n,2n) Вероятность/МэВ 1.0E E E E E E E E E E-07 ENDF/B-VII; 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+06 Энергия,эВ Рис.17. Сравнение спектров нейтронов из реакции (n,2n). Из рассмотренного видно, что оценка спектров континуальных реакций в ENDF/B-VII.b2 в некотором смысле промежуточна и это порождает соблазн выбрать ее для РОСФОНДа. Однако при дальнейшей валидации составного файла, в котором сечения взяты из одной оценки, а спектры из другой, могут возникнуть проблемы. Поскольку сечения решено взять из, то следует и спектры принять в соответствии с этой оценкой. Заметим, что данные о спектрах в ENDF/B-VII.b2 представлены (в отличие от двух других) в формате файла MF=6, т.е. спектры даются с учетом корреляций между энергией и углом рассеяния. Эта корреляция, однако, описывается упрощенно по полуэмпирической систематике Калбаха-Манна. Кроме спектров нейтронов описываются и спектры ядер отдачи (в чем нет практического резона), а вот спектры фотонов, испускаемых в континуальных процессах, не описываются. Это еще одно свидетельство неблагополучия оценки, которое следует в дальнейшем, при пересмотре оценки, устранить. 5. Данные о рождении фотонов в нейтронных реакциях Ни в Масловской оценке, ни в оценке JENDL-3.3 данные об образовании фотонов не приводятся. В JEFF-3.1 включены данные об образовании фотонов, взятые из ENDF/B-VI (оценка Стюарта и Вестона 1978 г.). В ENDF/B-VII.b2 с пересмотренными данными о гамма-излучении при радиационном захвате. Таким 18

19 образом выбора оценок практически нет. Рассмотрим, на чем основаны имеющиеся оцененные данные. Суммарное неупругое рассеяния: МТ=4. Поскольку в оценке Стюарта и Вестона индивидуально учитывалось возбуждение лишь четырех первых уровней ядрамишени, в спектре фотонов описаны переходы лишь между этими четырьмя уровнями. Спектр фотонов, образующихся при возбуждении континуума, описывается непрерывным спектром фотонов, который принят таким же, как для плутония Выше 1.09 МэВ множественность для МТ=4 принята равной нулю. Возможность более корректного описания спектров фотонов, открывшаяся в связи с явным описанием значительно большего числа уровней (28 в ENDF/B-VII.b2, 25 у Маслова, 25 в JENDL- 3.3) нигде не реализована. Фотоны, испускаемые при делении: множественность до 1.09 МэВ соответствует оценке Гофманов 8 ; сами спектры приняты такими же как для плутония Выше 1.09 МэВ множественность принята равной нулю. Множественность испускания фотонов при захвате ниже 1.09 МэВ произвольно принята равной Спектр принят таким же, как для плутония-239 с корректировкой на различие энергий реакции. Выше 1.09 МэВ приводится сечение образования фотонов при неупругих взаимодействиях (файл MF=13) и нормированный спектр (в файле MF=15) такой же, как для плутония В ENDF/B-VII.b2 множественность испускания фотонов при захвате и их спектры рассчитаны по программе GNASH. Все остальные данные приняты такими же, как описано выше, т.е. из ENDF/B-VI.7. В РОСФОНД следует включить данные об образовании фотонов из ENDF/B- VII.b2. При дальнейших пересмотрах файла и, особенно, в случае решения о включении файла MF=6 следует провести более корректный расчет фотонов, образуемых в нейтронных реакциях. Заключение На основании изложенного выше представляется целесообразным сформировать для РОСФОНДА комбинированный файл следующим образом. 1. Файлы MF=2 и MF=3 взять из оценки Маслова. В области разрешенных резонансов они, как отмечалось, совпадают. 2. Энергетическую зависимость нейтронов деления принять в соответствии с ENDF/B-VII.b2, заменив значение при тепловой энергии на т.е. так, чтобы полное число нейтронов деления совпало с рекомендованным группой по стандартам значением Включить данные о сечениях реакций (n.p) и (n,alfa) из EAF Соответственно уменьшить сечение упругого рассеяния, а в области разрешенных резонансов ввести полное сечение, равное сумме (n.p) и (n,alfa). 4. Число запаздывающих нейтронов деления в тепловой точке принять равным, а его энергетическую зависимость в соответствии с оценкой JEFF Принять также 8-групповое описание запаздывающих нейтронов из JEFF Спектры запаздывающих нейтронов принять такими, как для урана-235, а относительные выходы групп в соответствии с JEFF ENDF/B-VI.7, MAT= D. C. Hoffmann and M. M. Hjffmann, Ann. Rev. Nucl. Sci. 24, 151 (1974) 19

20 6. Угловые распределения упруго рассеянных нейтронов принять в соответствии с оценкой ENDF/B-VII.b2, остальные угловые распределения в соответствии с оценкой Маслова. 7. Спектры мгновенных нейтронов деления и континуальные спектры других реакций принять в соответствии с оценкой Маслова. 8. Включить данные о выходах продуктов деления в соответствии с оценкой Р.Миллса (JEFF). 9. Данные об образовании фотонов в нейтронных реакциях принять в соответствии с ENDF/B-VII.b2. Автор рекомендации Николаев М.Н. Содержание файла 20

21 92.3. Уран-234 Содержание в естественной смеси % Радиоактивен. (Т 1/2 =2.455*10 5 лет). Альфа-распадается в торий-230 (Т 1/2 =7.54*10 4 лет). В современных библиотеках содержатся следующие оценки данных для урана-233. ФОНД-2.2 оценка T.Ohsawa, M.Inoue, T.Nfkagawa, 1987 ENDF/B-VII.b2 - оценка Young,Сhadwick, JENDL-3.3 оценка T.Watanabe, 1987 JEFF-3.1 оценка Маслова, В оценках, принятых в ENDF/B-VII. b2 и в JEFF-3.1 граница области разрешенных резонансов, содержащей 118 резонансов и одно связанное состояние, равна 1500эВ. Положения резонансов в точности совпадают. Ширины резонансов, однако, различаются. В ENDF/B-VII.b2 они соответствуют данным Мухабхаба-84; у Маслова используется более поздняя оценка из JENDL-3.2. На рис. 1 изображена нарастающая сумма числа резонансов, на рис. 2 сумма приведенных нейтронных ширин. Из графиков можно заключить, что выше 900 эв часть резонансов пропущена, но пропущенные резонансы имеют малые ширины и их пропуск не должен существенно сказываться на рассчитываемых сечениях Число резонансов Энергия,эВ Рис.1. Нарастающая сумма числа резонансов Cумма <Гn0> " ENDF/B-VII Маслов Энергия,эВ Рис.2. Сумма приведенных нейтронных ширин 21

22 Из рис. 2 видно, что в оценке Маслова нейтронные ширины приняты меньшими, чем в ENDF/B-VII.b2 (примерно на 12%). Радиационные ширины, напротив больше, в среднем на 45%. Делительные ширины практически совпадают. В обеих оценках присутствуют области неразрешенных резонансов, описываемые параметрами s-, p- и d- волны. В оценке Маслова эти параметры сильно меняются с энергией, описывая гросс-структуру сечений. Результат виден из рис. 3 и 4, на которых сравниваются сечения захвата и деления выше области разрешенных резонансов. 1.00E E+00 Маслов, захват ENDF/B-VII,захват Мурадян-99 Сечение, барн 1.00E E E E E E E E E+07 Энергия, эв Рис.3. Сечение захвата 1.00E E+00 Сечение, барн 1.00E E-02 James-77 Medous-78 Маслов, деление 1.00E-03 ENDF/B-VII,деление 1.00E E E E E+07 Энергия, эв Рис.4. Сечение деления. Повышенное в оценке Маслова сечение захвата оправдывается единственно имеющимся результатом Мурадяна. Отраженная в оценке Маслова структура подпорогового деления отражает результаты Джеймса. Заключение В РОСФОНД рекомендуется принять оценку Маслова из JEFF-3.1. Спектры 8 групп запаздывающих нейтронов следует принять такими же, как у урана-235. Выходы 22

23 продуктов деления урана-234, содержатся в ENDF/B-VI (Ингланд и Ридер 1989) и в JEFF-3.1 (Миллз, 2005). Естественно принять последнюю оценку. Сечения основных реакций на интегральных спектрах приведены в нижеследующей таблице Total Elastic Inelastic (n,2n) (n,f) (n,γ) эв Резонансный интеграл Спектр деления 235 U МэВ Автор заключения Николаев М.Н. Содержание файла РОСФОНД для 92- U-234 Переделать!! MF = 1 Общая и специальная информация о нуклиде MT = 451 заголовочная секция MT = 452 полное среднее число нейтронов деления MT = 458 энерговыделение при делении MF = 2 Pезонансные параметры MT = 151 секция резонансных параметров MF = 3 Hейтронные сечения MT = 1 полное сечение MT = 2 упругое рассеяние MT = 4 суммарное сечение неупругого рассеяния MT = 16 реакция (n,2n) 92- U-233 MT = 17 реакция (n,3n) 92- U-232 MT = 18 все процессы деления MT = 19 деление (первый шанс) MT = 20 деление (второй шанс) - реакция (n,nf) - U- MT = 21 деление (третий шанс) - реакция (n,2nf) - U- MT = неупругое рассеяние с возбуждением дискретных уровней MT = 91 неупругое рассеяние с возбуждением континуума уровней MT = 102 радиационный захват: реакция (n,gamma) 92- U-235 MF = 4 Угловые распределения вторичных нейтронов MT = 2 упругое рассеяние MT = 16 реакция (n,2n) 92- U-233 MT = 17 реакция (n,3n) 92- U-232 MT = 18 все процессы деления MT = 20 деление (второй шанс) - реакция (n,nf) - U- MT = 21 деление (третий шанс) - реакция (n,2nf) - U- MT = неупругое рассеяние с возбуждением дискретных уровней 23

24 MT = 91 неупругое рассеяние с возбуждением континуума уровней MF = 5 Энергетические распределения вторичных нейтронов MT = 16 реакция (n,2n) 92- U-233 MT = 17 реакция (n,3n) 92- U-232 MT = 18 все процессы деления MT = 19 деление (первый шанс) MT = 20 деление (второй шанс) - реакция (n,nf) - U- MT = 21 деление (третий шанс) - реакция (n,2nf) - U- MT = 91 неупругое рассеяние с возбуждением континуума уровней МТ=455 доли групп и спектры запаздывающих нейтронов MF = 8 Выходы и характеристики распада образующихся радионуклидов MT = 16 реакция (n,2n) 92- U-233 MT = 17 реакция (n,3n) 92- U-232 MT = 102 радиационный захват: реакция (n,gamma) 92- U-235 MT = 457 данные о радиоактивном распаде 24

25 92.4.УРАН Общие характеристики 1.1. Z= A= ± Aw= ± Содержание в естественной смеси: 0.72 ат%; вес% 1.5. Перечень нейтронных реакций 9 МТ Реакция Q, МэВ E порог., МэВ Ядро-продукт *) 234 U 16 (n,2n) (n,3n) U 37 (n,4n) U 19 (n,f 1) FP+n+γ 20 (n,n f 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) Th 1.6. Радиоактивность: Период полураспада: 7.038*10 8 лет. Вероятность альфа-распада: Вероятность спонтанного деления: 2*10-8 Энергия распада Q α =4.678 MэВ; Q sf = Резонансная область: (MF=2) 2.1. Область разрешенных резонансов Общие характеристики области разрешенных резонансов 9 В рассматриваемой области энергий возможны и иные реакции с вылетом заряженных частиц- (n,d), (n,t), (n, 3 He) и др. - в том числе и экзоэнергетические,-(n,2α), (n,nα), - сечения которых, однако, весьма малы и в файле оцененных данных не приводятся. 25

26 Спин и четность ядра-мишени: 7/2 - Радиус рассеяния: R=0.9602* см от энергии не зависит. Он используется только для расчета проницаемостей потенциального барьера и фаз рассеяния. Резонансная формула: Райха-Мура. Расчет анизотропии рассеяния по резонансным параметрам не предусматривается Число орбитальных моментов один (именно l=0, т.е. рассматриваются только s-резонансы) Число систем резонансов с различными спинами J: два (J=3 и J=4) Границы области разрешенных резонансов: от 10-5 эв до 2250эВ Число рассмотренных резонансов равно 3193; из них 14 ниже энергии связи нейтрона и 9 выше границы области разрешенных резонансов. Число резонансов с J=3 равно 1449; из них 1433 в области от 0 до 2250 эв. Число резонансов с J=4 равно 1744; из них 1732 в области от 0 до 2250 эв Детали оценки Ниже содержится перевод описания оценки резонансных параметров, приведенный в заголовочной секции файла данных для урана-235 из библиотеки ENDF/B-VI revision 5. Эта оценка, выполненная в Ок-Риджской лаборатории Л.Лилом и др. в 1997 г., принята во всех библиотеках оцененных нейтронных данных для урана-235, начиная от ENDF/B-VI (Rev.5). Включена она и в библиотеку ENDF/B- VII.b2. Оценка резонансных параметров выполнялась методом наименьших квадратов с учетом результатов как дифференциальных измерений нейтронных сечений, так и интегральных экспериментов. В качестве входных параметров использовались тепловые сечения (деления, захвата и упругого рассеяния) и g- факторы Весткотта из файла нейтронных стандартов ENDF/B-6 10, а также фактор K1, оцененный Харди 11. В таблице 1 названные параметры, полученные в результате подгонки только по результатам дифференциальных экспериментов, а затем и с учетом интегральных данных, сравниваются с входными данными программы SAMMY. Значение ν, полученное в результате подгонки под перечисленные параметры получилось равным ± В таблице 2 сечения деления и захвата, полученные программой SAMMY по подогнанным резонансным параметрам сравниваются с результатами непосредственных измерений 10 A. Carlson, W.P. Poenitz, G.M. Hale et al., "The ENDF/B-6 Neutron Cross Section Measurements Standards," National Institute of Standards and Technology report NISTIR (1993) 11 J. Hardy, Brookhaven National Laboratory, report BNL-NCS (1979) Sec. B.1. 26

27 Таблица 1. Тепловые параметры. Параметр Входное значение Подгонка только по дифф. данным Сечение деления ± Сечение захвата 98.96± Сечение рассеяния 15.46± g f ± g a ± g γ K ± Подгонка по дифф. и интегр. данным Таблица 2. Расчетные и экспериментальные значения интегралов от сечения деления (барн*эв) Область энергий, эв Расчет по рез. Экспериментальные данные от до параметрам Shark88 Weston84 Weston Таблица 3. Расчетные и экспериментальные значения интегралов от сечения захвата (барн*эв) Область энергий, эв Расчет по рез. Экспериментальные данные от до параметрам desaussure67 Perez Резонансные интегралы деления и захвата, рассчитанные по оцененным резонансным параметрам равны, соответственно, барн и барн, что ведет к 27

28 величине альфа, равной 0.509, что прекрасно согласуется с данными интегральных экспериментов. При оценке резонансных параметров учитывались данные следующих дифференциальных экспериментов. 1. Эксперименты Harvey88 по пропусканию на ускорителе ORELA на 18-метровой пролетной базе с образцом толщиной атомов/барн, охлажденным до 77К (от 0.4 до 68 эв). 2. Эксперименты Harvey88 по пропусканию на ускорителе ORELA на 80-метровой пролетной базе с образцом толщиной атомов/барн, охлажденным до 77К (от 4 до 2250 эв). 3. Эксперименты Harvey88 по пропусканию на ускорителе ORELA на 80-метровой пролетной базе с образцом толщиной атомов/барн, охлажденным до 77К (от 4 до 2250 эв). 4. Измерения сечения деления Schark88 на ускорителе RPI на пролетной базе 8.4 м (от 0.02 до 20 эв). 5. Измерения сечения деления и захвата desaussure67 на ускорителе ORELA на пролетной базе 25.2 м (от 0.02 до 2250 эв). 6. Измерения сечения деления и захвата Perez73 на ускорителе ORELA на пролетной базе 39м (от 0.01 до 100 эв). 7. Измерения сечения деления Gwin84 на ускорителе ORELA на пролетной базе 25.6 м (от 0.01 до 20 эв). 8. Эксперименты Spencer84 по пропусканию на ускорителе ORELA на 18-метровой пролетной базе с образцом толщиной атомов/барн (от 0.01 до 1.0 эв). 9. Измерения сечения деления Wagemans88 на ускорителе GELINA на 18-метровой пролетной базе (от до 1.0 эв) 10. Измерения сечений поглощения и деления Gwin96 на ускорителе ORELA (от 0.01 до 4 эв). 11. Измерения сечения деления Weston84 на ускорителе ORELA на 18.9-метровой пролетной базе (от 14 до 2250 эв). 12. Измерения величины η Wartena87 на 8-метровой пролетной базе (от до 1.0 эв). 13. Измерения величины η Weigmann90 на механическом прерывателе (от до 0.15 эв) 14. Измерения сечения деления Weston92 на ускорителе ORELA на 86.5-метровой пролетной базе (от 100 до 2000 эв). 15. Измерения сечения деления Moxon92 на ускорителе ORELA (от 0.01 до 50 эв) Ссылки на использовавшиеся экспериментальные работы. Указатель Ссылка Harvey88 J.A. Harvey, N.W. Hill, F.G. Perey et al., Nuclear Data for Science and Technology, Proc. Int. Conf. May 30-June 3, 1988, Mito, Japan. (Saikon Publishing, 1988) p. 115 Schark88 R.A. Schrack, "Measurement of the 235U(n,f) Reaction from Thermal to 1 kev," Nuclear Data for Science and Technology, Proc. Int. Conf. May 30- June 3, Mito, Japan (Saikon Publishing, 1988) p. 101 desaussure67 G. de Saussure, R. Gwin, L.W. Weston, and R.W. Ingle,"Simultaneous Measurements of the Neutron Fission and Capture Сross Section for 235U for Incident Neutron Energy from 0.04 ev to 3 kev," Oak Ridge National Laboratory report ORNL/TM-1804 (1967) Perez73 R.B. Perez, G. de Saussure, and E.G. Silver, Nucl.Sci. Eng. 52, 46 (1973) 28

29 Gwin84 R. Gwin, R.R. Spencer, R.W. Ingle, J.H. Todd, and S.W. Scoles, Nuc.Sci.Eng. 88, 37 (1984) Spencer84 R.R. Spencer, J.A. Harvey, N.W. Hill, and L. Weston, Nucl.Sci.Eng. 96, 318 (1987) Wagemans88 C. Wagemans, P. Schillebeeckx, A.J. Deruyter, and R. Barthelemy, "Subthermal Fission Cross Section Measurements for 233U and 239Pu," Nuclear Data for Science and Technology, Proc. Int. Conf. May 30-June 3, Mito, Japan (Saikon Publishing, 1988) p. 91 Gwin96 R. Gwin, To be published in Nuclear Science Engineering Weston84 L.W. Weston and J.H. Todd, Nucl.Sci.Eng. 88, 567 (1984) Wartena87 J.A. Wartena, H. Weigmann, and C. Burkholz, report IAEA Tecdoc 491 (1987) p.123 Weigmann90 H. Weigmann, P. Geltenbort, B. Keck, K. Shrenckenbach, and J.A. Wartena, The Physics of Reactors, Proc. Int. Conf., Marseille, 1990, Vol.1 (1990) p. 133 Weston92 L.W. Weston and J.H. Todd, Nucl.Sci.Eng. 111, 415 (1992) Moxon92 M.C. Moxon, J.A. Harvey, and N.W. Hill, private communication, Oak Ridge National Laboratory (1992) Обсуждение результатов оценки параметров разрешенных резонансов Отметим, прежде всего, что в 1985 г. той же группой оценщиков на основе тех же самых экспериментальных данных с помощью той же программы SAMMY была выполнена оценка параметров разрешенных резонансов урана-235 в той же самой энергетической области 12. Однако, в то время в силу ограниченности компьютерных возможностей рассматриваемую область энергий пришлось разбивать на 5 интервалов. Результаты оценки были приняты в библиотеку ENDF/B-VI. 2, в библиотеку ФОНД-2 и во многие другие библиотеки оцененных данных. На рис. 1 проводится сравнение мультигрупповых сечений, рассчитанных на основе оценок 1985 и 1997 г.г. На графиках приводятся отклонения сечений рассчитанных по ENDF/B-VI(Rev.5) от сечений, рассчитанных по ENDF/B-VI (Rev.2) в процентах ENDF/B-VI (Rev.5/Rev.2) capture,% fission,% alfa,% ENDF/B-VI (Rev.5/Rev.2) capture,% fission,% alfa,% Расхождение, % Расхождение, % ,5 5,5 10,5 15,5 Энергия, эв Рис.1а Энергия,эВ Рис.1б 12 N.M.Larson, ORNL/TM-9719/R1,(1985) 29

30 Расхождение, % ENDF/B-VI (Rev.5/Rev.2) fission,% capture.% alfa,% Энергия, ЭВ ENDF/B-VI (Rev.5/Rev.2) fission,% capture.% alfa,% Энергия, эв Расхождения, % Рис.1в Рис.1 г. Как видно, эффект переоценки оказался весьма существенным: сечение захвата и его отношение к сечению деления существенно возросли. Надо сказать, что именно это повышение резко снизило расчетно-экспериментальные расхождения в критичности водных растворов высокообогащенного урана, сведя их до несущественного уровня. Причина столь большого изменения оцененных данных авторами оценки не разъяснялась. В заголовочной секции файла данных из ENDF/B-VI(Rev.2), отмечается, что выше 110 эв разрешены не все резонансы. В аналогичной секции из ENDF/B-VI(Rev.5) и более поздних версий библиотеки ENDF/B, подобной оговорки не содержится (см. секцию выше). Поэтому представляет интерес рассмотреть, сколь полон набор резонансов, содержащихся в последней оценке. На рис. 2 показана энергетическая зависимость плотности уровней с J=3 и J=4. Плотность уровней выражена в числе резонансов, приходящихся на каждые 100 эв Число р езонансов на 100 эв N (J=3) N (J=4) Э нергия, эв Рис.2 Энергетическая зависимость плотности уровней Как видно, с увеличением энергии до 1000 эв «наблюдаемая» плотность уровней монотонно спадает, уменьшаясь вдвое. Затем следует скачек вверх примерно в полтора раза, а за ним снова монотонный спад примерно до прежнего уровня к 2000 эв. При этой энергии плотность уровней вновь скачком увеличивается почти до первоначальной величины, после чего следует очередной спад, на этот раз весьма 30

98.КАЛИФОРНИЙ Основной интерес к нейтронным сечениям изотопов калифорния был связан с наработкой 5 Cf, как компактного источника нейтронов, используемого в самых различных областях. При этом исходным продуктом

53.Йод Замечание к оценке качества данных для осколков деления Учитывая, что тяжелые изотопы йода являются важными продуктами деления, сделаем общие замечания по приоритетам к качеству данных. Наиболее

32.ГЕРМАНИЙ Природный германий содержит 5 изотопов: 70 Ge, 72 Ge, 73 Ge, 73 Ge и 76 Ge (последний слабо радиоактивен). Кроме того имеется eще три долгоживущих радиоизотопа: 78 Ge, 79 Ge и 71 Ge. Для стабильных

12. МАГНИЙ Магний не имеет долгоживущих радиоактивных изотопов. Для трех стабильных изотопов имеются оценки V.Hatchya and T.Asoni (1987), принятые в ФОНД-2.2 из JENDL- 3.2. В 21 г. Shibata внес в эти оценки

45.РОДИЙ 45.1. Родий-99 Радиоактивен (Т 1/2 =16.1 дн.). Захватывая орбитальный электрон превращается в стабильный рутений-99. В реакторах может образовываться в ничтожных количествах за счет реакции 102Pd

14. КРЕМНИЙ Общие замечания. Природный кремний содержит три стабильных изотопа в следующих атомарных концентрациях: 28 Si 92.23%; 29 Si 4.67%; 30 Si - 3.10%. Кроме того, существует бета-активный изотоп

37.РУБИДИЙ 37.1. Рубидий-83 Радиоактивен (Т 1/2 =86.2 дн.). Захватывая орбитальный электрон превращается в стабильный криптон-83. Возможные реакции образования 85 Rb(n,3n); 85 Rb(n,2n) 84 Rb(n,2n); 84

55. ЦЕЗИЙ Рассмотрение состояния дел по нейтронным данным для всех изотопов цезия выполнено В.Г.Проняевым. Им же выданы рекомендации о включении файлов оцененных данных в РОСФОНД. Подстрочные примечания

35. БРОМ 35.1. Бром-79 Содержание в естественной смеси 50.69%. Выход при делении 235 U 2.5*10-7 ; при делении 239 Pu 8.6*10-4. В современных библиотеках оцененных данных используются две оценки: : оценка

30. ЦИНК ФОНД-2.2 содержится файл данных для природного цинка (Николаев, Забродская, 1989) для задач расчета переноса нейтронов. Данные для всех стабильных изотопов (Николаев, 1989г) и данные Грудзевича,

18. АРГОН В ФОНД-2.2 содержались данные о нейтронных сечениях стабильных и радиоактивных изотопов аргона из EAF-3, а также полный набор данных данных для природного аргона (оценка Howerton,1983, из ENDL-84).

33. МЫШЬЯК 33.1. Мышьяк-71 Радиоактивен (Т 1/2 =65.28ч.).Захватывая орбитальный электрон, превращается в германий-71, который тем же путем распадается (Т 1/2 =11.43дн.) в стабильный галлий-71. В реакторах

51. Сурьма Рассмотрение состояния дел по нейтронным данным для всех изотопов сурьмы выполнено В.Г.Проняевым. Им же выданы рекомендации о включении файлов оцененных данных в РОСФОНД. Подстрочные примечания

49.ИНДИЙ 49.1. Индий-111 Радиоактивен (Т 1/2 =2.8047 дн.). Испытывая захват орбитального электрона превращается в стабильный кадмий-111. В реакторах может образовыаться в ничтожных количествах за счет

50. ОЛОВО Обладая магическим числом протонов (50), олово имеет наибольшее число стабильных изотопов (10). Трудности модельного описания сечений при энергии ниже нескольких МэВ обусловлены низкой плотностью

20. КАЛЬЦИЙ В ФОНД-2.2 полный набор данных содержится только для природного кальция. Для стабильных и радиоактивных изотопов приняты оценки нейтронных сечений изeaf- 3. В ENDF/B-VII содержатся данные только

5.ФАЙЛ 5. ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ВТОРИЧНЫХ НЕЙТРОНОВ 1 5.1.ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ Файл 5 содержит данные для энергетических распределений вторичных нейтронов, представленных в виде распределений нормированных

9.КАЛИЙ В ФОНД-2.2 полный файл данных содержится только для природного калия (H.Nakamura, 987). Для стабильных и долгоживущих изотопов принята оценка EAF-3 В ENDF/B-VII содержатся данные для природного

9. ФТОР Фтор не имеет долгоживущих радиоактивных изотопов. В РОСФОНД включены данные для единственного стабильного изотопа 19 F. 9.1. Фтор-19 В библиотеках -VIIb2, JEFF-3.1 и ФОНД-2.2 используется оценка

79. ЗОЛОТО 79.1. Золото-194 Радиоактивно (Т 1/2 =38.0 ч.). Распадается путем захвата орбитального электрона в стабильную платину-194. Возможные пути образования в реакторе - тройная реакция 197 Au(n,2n)

75. РЕНИЙ 77.0 Общие замечания В этом разделе описаны изотопы рения: два стабильных и семь радиоактивных изотопа с периодом полураспада более суток. 75.1. Рений-182. Радиоактивен.Испытывая захват орбитального

52. ТЕЛЛУР 52.1. Теллур-118 Период полураспада: (6±2) дня. Моды распада: е - 100%. Спин основного состояния: 0 +. JEFF-3.1/A=EAF-2003 неполная оценка 2003 года файла для активационной библиотеки, основанная

16. СЕРА В РОСФОНДе представлены данные для всех 4-х стабильных изотопов серы и для радиоактивной серы-35 16.1. Сера-32 Содержание в природной смеси 92% - основной изотоп. Во всех современных библиотеках

71.ЛЮТЕЦИЙ 71.1. Лютеций-169 Радиоактивен (Т 1/2 =1.42 дн.). Испытывая захват орбитального электрона, превращается в иттербий-169, которых, в свою очередь, тем же путем превращается (Т 1/2 =32.026 дн.)

80. РТУТЬ 80.0. Общие замечания В библиотеке ФОНД-2.2 все нейтронные данные для 13 стабильных и долгоживущих изотопов ртути были приняты, главным образом, из библиотеки EAF-3. Полные файлы нейтронных данных

76. ОСМИЙ В РОСФОНДе должны были бы быть приведены полные наборы нейтронных данных 7 стабильных изотопов осмия и данные о сечениях нейтронных реакций для 5 долгоживущих радиоактивных изотопов. К сожалению,

Период полураспада: (2.43±0.05) дня. Моды распада: е - 100%. Спин основного состояния: 0 +. 56.БАРИЙ 56.1. Барий-128 JEFF-3.1/A неполная оценка 2003 года файла для активационной библиотеки основанная на

34. СЕЛЕН 34.1. Селен-72 Радиоактивен (Т 1/2 =8.4 дн.) Испытывая захват орбитального электрона превращается в мышьяк-72, а тот испуская позитрон (Т 1/2 =26 ч.) в германий-72. В ничтожных колтчествах может

67.ГОЛЬМИЙ Природный гольмий содержит лишь один изотоп- 165 Но. Кроме того имеется один весьма долгоживущий нейтронно-дефицитный изотоп - 165 Но (4570лет) и один нейтронноизбыточный - 165 Но (26.8 ч.),

4.БЕРИЛЛИЙ В библиотеке РОСФОНД содержатся данные для трёх изотопов бериллия: радиоактивного 7 Ве (53.29 дн.), стабильного 9 Ве и радиоактивного 10 Ве. 4.1. Бериллий-7 Радиоактивен. T 1/2 =53.12 d. Захват

91. ПРОТАКТИНИЙ Протактиний обладает пятью долгоживущими изотопами, данные для которых должны быть представлены в библиотеке РОСФОНД. 91.1. Протактиний-229 Радиоактивен (Т 1/2 =1.5 дн.). Испытывая захват

82. СВИНЕЦ В РОСФОНД включены данные для всех 4-х стабильных и 4-х долгоживущих радиоактивных изотопов свинца. 82.1. Свинец-202 Радиоактивен. (Т 1/2 =5.25*10 4 лет). Путем захвата орбитального электрона

48. КАДМИЙ 48.0. Общие замечания Для библиотеки РОСФОНД требовалось отобрать нейтронные данные для 8-ми стабильных и 4-х долгоживущих изотопов кадмия. Рассмотрим результаты деятельности по переоценке данных

1 3.ФАЙЛ 3. СЕЧЕНИЯ РЕАКЦИЙ 3.1.ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ В файле 3 приводятся сечения и производные величины виде функции от энергии E, где E - энергия падающей частицы (в эв) в лабораторной системе. Они представляют

68. ЭРБИЙ Природный эрбий включает шесть изотопов. В таблице 1 приводится вклад каждого изотопа в естественную смесь. Таблица 1 Состав природного эрбия, % Изотоп % Er-162 0.139 Er-164 1.601 Er-166 33.503

70.ИТТЕРБИЙ Природный иттербий имеет 7 стабильных изотопов: 168 Yb, 170 Yb, 171 Yb, 172 Yb, 173 Yb, 174 Yb, 176 Yb и три достаточно долгоживущих радиоактивных изотопа: 166 Yb, 169 Yb, 175 Yb. Ни один из

5. БОР 5.1. Бор-10 Содержание в естественной смеси: 19.8±0.3%. Спин основного состояния: 3 +. 1. Файлы Реакции 10 B(n,α) (MT=107) и 10 B(n,αγ 1) (MT=801) используются в качестве стандартов при измерении

27. КОБАЛЬТ В ФОНД-2.2 помещена оценка T.Aoki, T.Asami,1982. Для радионуклидов принята оценка EAF-3. В -VII принята оценка A.Smith, G. DeSaussure, 1989. В -3.3 содержится оценка T.Watanabe, 1994 г. В JEFF-3.1

88.РАДИЙ 88.0. Общие замечания Элемент 88 открыт супругами Кюри в 1898 г. в минерале, известном под названиями урановой смолки, смоляной обманки и настурана. Уже в ходе этой самой первой работы стало ясно,

62.САМАРИЙ Известно 11 стабильных и долгоживущих изотопов самария, из которых 7 сохранились в природе. Два радиоактивных изотопа (151 Sm и 153 Sm) образуются в результате деления тяжелых ядер. В качестве

23. ВАНАДИЙ Природный ванадий содержит два изотопа V-5 (слаборадиоактивный изотоп с содержанием.25%) и V-51. Таким образом, природный ванадий состоит почти полностью из одного изотопа. Ещё два радиоизотопа

69.ТУЛЛИЙ Туллий имеет только один стабильный изотоп - 169 Tm и 6 радиоактивных с периодом полураспада более суток: 3 нейтронно-дефицитных (165 Tm, 167 Tm, 168 Tm) и три нейтронноизбыточных (170 Tm,

72. ГАФНИЙ 72.0. Общие замечания Гафний имеет 6 стабильных изотопов: 174 Hf, 176 Hf, 177 Hf, 178 Hf, 179 Hf, 180 Hf. Два из них имеют долгоживущие изомеры (причем вторые). Это 178 Hf n (T1/2=31г.) и 179

93. НЕПТУНИЙ Существуют три природных радиоактивных семейства тория-232, урана-235 и урана-238 и один искусственный радиоактивный ряд семейство нептуния-237. Помимо «искусственности», это семейство отличают

1 4. ФАЙЛ 4. УГЛОВЫЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ВТОРИЧНЫХ НЕЙТРОНОВ 4.1.ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ Файл 4 содержит представления угловых распределений вторичных нейтронов. Он используется только для нейтронных реакций, реакции

ДИСПРОЗИЙ.0 Общие замечания Для библиотеки РОСФОНД требовалось отобрать нейтронные данные для 10 стабильных и долгоживущих изотопов диспрозия. Представлялось также целесообразным включить данные для

3. Теория Хаузера-Фешбаха.. Следуя Хаузеру и Фешбаху выразим сечения компаунд-процессов через средние значения ширин. Будем исходить из формализма Брейта-Вигнера. Для элемента S-матрицы при наличии прямого

95. АМЕРИЦИЙ 95.0. Общие замечания Классическая схема получения америция выглядит так: 239 94 Pu + 1 0n (γ) 240 94Pu + 1 0n (γ, β) 241 95Am. Америций металл серебристо-белого цвета, тягучий и ковкий.

6. УГЛЕРОД Общие замечания. Природный углерод содержит два стабильных изотопа в следующих атомарных концентрациях: 12 С 98.89%; 13 С 1.11%. Существует также весьма долгоживущий (Т 1/2 =5730 у) изотоп 14С,

2. ГЕЛИЙ 4 Не. В библиотеке РОСФОНД содержатся данные для двух изотопов гелия 3 Не и 2.1. Гелий-3 1.Общие замечания В современных библиотеках содержатся три независимых оценки нейтронных данных для гелия-3,

54.КСЕНОН 54.0 Общие замечания Известно 14 стабильных и долгоживущих изотопов и изомеров самария, из которых 9 сохранились в природе. Из оставшихся пяти четыре являются долгоживущими изомерами. Весьма

64. ГАДОЛИНИЙ 64.0 Общие замечания Для библиотеки РОСФОНД требовалось отобрать нейтронные данные для 12-ти стабильных и долгоживущих изотопов гадолиния. Данные для всех этих изотопов содержатся в библиотеке

77. ИРИДИЙ 77.0 Общие замечания В этом разделе описаны: два стабильных и семь радиоактивных изотопов иридия с периодом полураспада более суток. 77.1. Иридий-188. Радиоактивен. Испытывая захват орбитального

7.АЗОТ В РОСФОНД вносятся данные для двух стабильных изотопов азота: N-14 (99.634%) и N-15 (0.366%). Долгоживущих радиоактивных изотопов азот не имеет. В процессе анализа нейтронных данных в работе использовались

1 12. ФАЙЛ 12. МНОЖЕСТВЕННОСТИ ОБРАЗОВАНИЯ ФОТОНОВ И ВЕРОЯТНОСТИ ПЕРЕХОДОВ Файл 12 может использоваться для представления энергетических зависимостей сечений образования фотонов либо через множественности,

Нейтронные ядерные реакции Нейтронные ядерные реакции Ядерная реакция это процесс и результат взаимодействия ядер с различными ядерными частицами (альфа-, бета-частицами, протонами, нейтронами, гамма-квантами

36.КРИПТОН 36.1. Криптон-78 Содержание в естественной смеси 0.35%. оценка 1982 г. выполненная группой специалистов для ENDF/B-V. продуктов деления. оценке для международной библиотеки данных о продуктах

73. ТАНТАЛ В РОСФОНДе должны быть приведены нейтронные данные для 2-х природных и 4-х долгоживущих радиоактивных изотопов тантала. Из двух природных изотопов тантала только 181 Та является стабильным.

89.АКТИНИЙ 89.0. Общие замечания Есть лишь одна причина, по которой элемент 89 актиний интересует сегодня многих. Этот элемент, подобно лантану, оказался родоначальником большого семейства элементов, в

13. АЛЮМИНИЙ Природный алюминий содержит один изотоп 27 Al. Существует также долгоживущий изотоп 26 Al, данные для которого также должны быть представлены в библиотеке РОСФОНД. 13.1. Алюминий-26 Радиоактивен.