4.3 Запаздывающие нейтроны

К счастью, не все нейтроны, участвующие в популяции нейтронов в реакторе, выделяются мгновенно, т. е. непосредственно при делении.

Например, (рис. 1.6) продукт деления Вг-87 (Z = 35) распадается с периодом полураспада 55,7 с (-распад) в Кг-87, а этот изотоп энергетически все еще возбужден настолько (сильнее энергии связи последнего нейтрона ок. 5,5 МэВ), что может испустить нейтрон. Кг-87 излучает эту энергию в виде -квантов, или происходит конкурирующий процесс - его (практически немедленный) распад на стабильный Кг-86 с испусканием нейтронов (см.рис. 1.6 и п. 1.4).

Таким образом, усредненно по множеству делений из этого продукта появляются не только мгновенные нейтроны, но и запаздывающие, т. е. с периодом полураспада Вг-87. Их доля ₁ в общем числе выделенных нейтронов деления (мгновенных и запаздывающих) составляет лишь ₁ =2,510^-4, т. е. она весьма мала (см. (1.6)).

Другим примером является продукт деления J-137 (Z=53), распадающийся с периодом полураспада Т_1/2 = 24,2 с на Хе-137. Хе-137 может, испуская нейтрон, переходить в стабильный Хе-136, доля нейтронов из этой реакции составляет ₂ =13,710^-4.

Осколки деления Вг-87 и J-137 называют (в этой связи) ядрами-предшественниками, запаздывающих нейтронов. В целом имеется еще целый ряд других таких ядер с близким поведением, которые принято делить на шесть разных групп. В таблице 4.1 приведены основные данные этих шести групп для случая деления U-235 на тепловых нейтронах.

Таблица 4.1.

Данные запаздывающих нейтронов для случая деления lj-235 на тепловых нейтронах.

Номер группы i	Среднее время жизни Тi, с	Доля i	i,Тi,c
1	78,7	0,00025	0,019s
2	31,5	0,00137	0,04
3	8,65	0,00121	0,010
4	3,22	0,00263	0,009
5	0,715	0,00082	0,001
6	0,258	0,000168	0,000
		0,0064	0,082

Общая доля  всех запаздывающих нейтронов (т. е. доля в общем числе нейтронов деления, мгновенных и запаздывающих) составляет для случая деления U-235 на тепловых нейтронах:

Для делений U-238 значение  будет более чем вдвое выше: =0,0148, для делений Рu-239 на тепловых нейтронах оно будет составлять примерно одну треть: =0,0021.

Для свежего топлива, содержащего в качестве делящихся изотопов только U-238 и U-235, эффективная бета (_эфф) (1.6), следовательно, будет превышать 0,0064. Однако ее значение, составляющее примерно 0,007, все еще близко к нему, а не к значению для U-238, хотя топливо содержит намного больше U-238, чем U-235: деления в основном представляют собой деления U-235 на тепловых нейтронах и лишь небольшое число относится к делениям U-238 на быстрых нейтронах.

После длительного периода работы реактора на топливе из U-238 и U-235, выгорает U-235, а за счет захвата нейтронов U-238 образуется Рu-239. Тогда _эфф будет заметно меньше 0,007, а также меньше 0,0064 - в зависимости от степени выгорания U-235 и накопления плутония.

Если в качестве делящегося вещества сразу используется смесь U-235 и Рu-239, тогда _эфф можно вычислить соответственно долям, с поправкой вверх на эффект деления дополнительного U-238 на быстрых нейтронах.