1. Делене на ядрата под действието на неутроните. Механизъм на деленето. Продукти на деленето. Сечения на взаимодействие на неутроните с ядрата.

Енергията на свързване на нуклоните в ядрото има максимум при ядра с масово число A » 50. В този смисъл, приближаването към максимума чрез сливане на по-леки ядра (ядрен синтез) или делене на по-тежки е енергетично изгодно и ще бъде съпроводено с освобождаване на енергия. Измежду двете възможности от практически интерес е ядреното делене, защото създаването на условия за синтез (чрез приближаване на ядрата) е съпроводено със засега непреодолими технически трудности. Тъй като при делене се изпускат неутрони (средно около 2.5, всеки със средна енергия около 2 MeV), за възникване на самоподдържаща се верижна реакция на делене са важни процесите, при които ядреното делене може да се предизвика от поглъщане на неутрон. Съществуват нуклиди (напр. ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu и др.), чието делене може да настъпи при залавяне на нискоенергетичен неутрон (напр. с енергия, съответствуваща на топлинно равновесие на неутронния газ с атомите на средата, т.е. топлинна енергия). Доколкото изпуснатите при делене неутрони неизбежно са забавят чрез разсейващи удари в средата, именно на тези нуклиди, наречени делящи се, се дължи възможността за конструиране на ядрени реактори, в които да протича управляема верижна реакция на делене. Тъй като вероятността за залавяне на неутрон от такива нуклиди, водещо до делене, е особено висока при топлинни енергии, в ядрените реактори се взимат специални мерки за забавяне на неутроните. Съществуват и нуклиди, за предизвикване на чието делене е нужно залавяне на неутрон с енергия над 1 - 2 MeV (напр. ²³⁸U, ²³²Th и др, наричани делими). Те също са полезна компонента на ядреното гориво по две причини: а) като делящ се материал (напр. в реакторите PWR (ВВЕР) 6-8% от деленията, съответно енергоотделянето, се дължи на ²³⁸U и б) като възпроизвеждащ материал, тъй като със значима вероятност залавят неутрони с енергия няколко eV, в резултат на което се получават делящи се нуклиди (напр. ²³⁸U ® ²³⁹Pu или ²³²Th ® ²³³U). Следователно, най-важните изисквания към реакторната среда са: а) достатъчно висока концентрация на делящ се материал (напр. ²³⁵U е 3 - 5 % от урана в горивото на PWR (ВВЕР), вместо 0.7 % в природния уран); б) създаване на условия за забавяне на неутроните от делене (за целта в PWR (ВВЕР) се използува вода, която служи и за топлоносител); в) минимизиране на загубата на неутрони в активната зона, т.е. на неводещо до делене или възпроизводство поглъщане, както и на утечки от активната зона).

Освен споменатите средно около 2.5 бързи неутрона, при деленето се образуват и средно 2 дъщерни ядра (фрагменти от деленето). Освобождават се и b-частици от разпадането на тези фрагменти, g-кванти (непосредствено при деленето, при разпадането на фрагментите и при залавяне на неутрони от материалите в реакторната среда). Общата енергия на продуктите на делене, отдавана в активната зона като топлина, е около 200 MeV. От нея » 165 MeV са кинетична енергия на фрагментите, отделяна мигновено в горивните елементи; » 5 MeV са кинетична енергия на неутроните, отделяна почти мигновено и главно в забавителя; » 7 MeV са енергия на g-квантите от делене, отделяна мигновено и главно в горивото; » 7 MeV са енергия на b-частиците от разпадане на фрагментите, отделяна със закъснение в горивото; » 7 MeV са енергия на g-квантите от разпадане на фрагментите, отделяна със закъснение главно в горивото; » 7 MeV са енергия на g-квантите от радиационно залавяне на неутрони, отделяна практически мигновено главно в горивото. Енергията на антинеутринното лъчение (около 10 MeV) се губи напълно.

Мярка за вероятността на взаимодействие на неутрона с ядро от определен вид е т.нар. микроскопично сечение s [cm²], което може да се интерпретира като площ на проекцията на ядрото-мишена в равнина, перпендикулярна на посоката на движение на неутрона. Тази геометрична интерпретация е чисто условна, защото сечението зависи силно и по сложен начин от енергията на неутрона E и се определя поотделно за всеки тип взаимодействие - напр. пълно сечение за взаимодействие s_t(E), сечение за поглъщане s_a(E), сечение за делене s_f(E), сечение за разсейване s_s(E), и т.н. Доколкото при разсейването неутронът мени енергията и посоката си на движение, се дефинират и сечения, описващи следните вероятности: - неутрон с енергия E и посока на движение W да се разсее, в резултат на което на придобие енергия E’ и посока W’; - неутрон с енергия E и произволна посока на движение да се разсее, в резултат на което на придобие енергия E’ и каквато и да е посока. Общоприета мярка за микроскопичните сечения е barn (1 barn = 10^-24 cm²).

Сеченията за делене на ²³⁵U и на някои делими нуклиди са показани на долните фигури.

Пиковете на сечението за делене на ²³⁵U се наричат резонанси и се дължат на образуването на метастабилни състояния на съставното ядро на ²³⁶U при точно определени енергии на неутрона.

Мярка за вероятността за неутронно взаимодействие с материална среда, съставена от определен тип ядра, е макроскопичното сечение , където n(r) [cm^-3] е зависещата от координатите обемна ядрена концентрация. Макроскопичното сечение се измерва в cm^-1 и може да се интерпретира като вероятност за взаимодействието на един неутрон при изминаване на път с единична дължина през съответната материална среда. Следователно, ще има смисъл на среден свободен пробег на неутрона между две взаимодействия. Очевидно, за среда, съставена от различни типове ядра макроскопичното сечение ще бъде , където с j е обозначен типът на ядрото. Аналогично на случая с микроскопичните сечения, се дефинират макроскопични сечения за различни процеси: S_t, S_a, S_f, S_s, и т.н.

При известно макроскопично сечение скоростта на неутронната реакции от тип a, R_a(r,E) [брой събития в 1 cm³ за 1 s], може да се пресметне по следния начин: . Величината [брой неутрони през 1 cm² за 1 s] се нарича скаларна плътност на неутронния поток, скаларен поток или просто поток и има смисъл на среден брой неутрони с енергия E, пресичащи за единица време единична площ от повърхността на микроскопична сфера около точката r.

Сред важните допълнителни величини, нужни за описване на скоростите на реакциите, са средният брой неутрони от едно делене n(E), където E е енергията на неутрона, предизвикал деленето, и енергетичният спектър на неутроните от делене c(E). Така например, източникът на неутрони от делене ще бъде:

За описване на неутронния пренос се въвежда и величината резултантен неутронен ток, или просто неутронен ток J(r,E) [брой неутрони през 1 cm² за 1 s], имаща смисъл на среден резултантен брой неутрони с енергия E, пресичащи за единица време единична площ от повърхността на микроскопична площадка около точката r, ориентирана така, че този брой да бъде максимален и положителен. При тази ориентация резултантният брой ще бъде равен на разликата между броя на неутроните, пресичащи площадката отвътре навън, и броя на неутроните, които я пресичат отвън навътре, а посоката на тока ще съвпада с външната нормала на площадката.