Materiał rozszczepialny: Różnice pomiędzy wersjami
| [wersja przejrzana] | [wersja przejrzana] |
Usunięta treść Dodana treść
meryt., źródło |
tłumaczenie z en: |
||
| Linia 1: | Linia 1: | ||
'''Materiał rozszczepialny''' - materiał zawierający [[jądro atomowe|jądra atomowe]], które w wyniku zderzeń z [[Neutron |
'''Materiał rozszczepialny''' - materiał zawierający [[jądro atomowe|jądra atomowe]], które w wyniku zderzeń z [[Neutron]]ami ulegają [[Rozszczepienie jądra atomowego|rozszczepieniu]] z emisją nowych neutronów w wyniku rozszczepienia, np. [[Uran (pierwiastek)|uran]] <sup>233</sup>U, uran <sup>235</sup>U, [[Pluton (pierwiastek)|pluton]] <sup>239</sup>Pu; stosowany jako [[paliwo jądrowe]] w [[reaktor jądrowy|reaktorach jądrowych]] i do budowy [[Broń jądrowa|bomb jądrowych]]. |
||
== Nuklidy rozszczepialne == |
|||
{| class="wikitable" align="right" |
|||
|+Przekroje czynne rozszczepialnych nuklidów<ref>http://www.nndc.bnl.gov/chart/reColor.jsp?newColor=sigf</ref> |
|||
!colspan=3|Neutrony termiczne!! !!colspan=3|Neutrony epitermiczne |
|||
|- |
|||
!σ<sub>F</sub>!!σ<sub>γ</sub>!!%!! !!σ<sub>F</sub>!!σ<sub>γ</sub>!!% |
|||
|- |
|||
|531||46||8.0%||<sup>233</sup>U||760||140||16% |
|||
|- |
|||
|585||99||14.5%||<sup>235</sup>U||275||140||34% |
|||
|- |
|||
|750||271||26.5%||<sup>239</sup>Pu||300||200||40% |
|||
|- |
|||
|1010||361||26.3%||<sup>241</sup>Pu||570||160||22% |
|||
|} |
|||
Rozszczepialne [[nuklid]]y ulegające rozszczepieniu przez [[neutron termiczny|neutrony termiczne]]: |
|||
* [[Uran-235]] – występuje przyrodzie w [[uran naturalny|uranie naturalnym]], |
|||
* [[Pluton-239]] – syntetyczny, uzyskiwany z [[uran-238]] przez [[wychwyt neutronu]], |
|||
* [[Pluton-241]] – syntetyczny, uzyskiwany z [[pluton-240]], poprzez wychwyt neutronów, |
|||
* [[uran-233]] – syntetyczny uzyskiwany z [[tor-232]], poprzez wychwyt neutronów. |
|||
Nuklidy rozszczepialne w nie zawsze ulegają rozszczepieniu w wyniku absorpcji neutronów. Szansa na rozszczepienie jest zależna od nuklidu, jak również energii neutronu. Dla małych i średnich energii neutronów, przekroje czynne na pochłonięcie neutronu wywołujące rozszczepienie (σ<sub>F</sub>), przekrój na [[wychwyt neutronów] ] z emisją [[gamma]] (σ<sub>γ</sub>), oraz odsetek nierozszczepialnych absorpcji są w tabeli po prawej stronie. |
|||
== Zobacz też == |
== Zobacz też == |
||
* [[Materiał paliworodny]] |
* [[Materiał paliworodny]] |
||
{{przypisy}} |
|||
== Bibliografia == |
== Bibliografia == |
||
{{Bibliografia start}} |
{{Bibliografia start}} |
||
Wersja z 11:43, 12 kwi 2011
Materiał rozszczepialny - materiał zawierający jądra atomowe, które w wyniku zderzeń z Neutronami ulegają rozszczepieniu z emisją nowych neutronów w wyniku rozszczepienia, np. uran 233U, uran 235U, pluton 239Pu; stosowany jako paliwo jądrowe w reaktorach jądrowych i do budowy bomb jądrowych.
Nuklidy rozszczepialne
| Neutrony termiczne | Neutrony epitermiczne | |||||
|---|---|---|---|---|---|---|
| σF | σγ | % | σF | σγ | % | |
| 531 | 46 | 8.0% | 233U | 760 | 140 | 16% |
| 585 | 99 | 14.5% | 235U | 275 | 140 | 34% |
| 750 | 271 | 26.5% | 239Pu | 300 | 200 | 40% |
| 1010 | 361 | 26.3% | 241Pu | 570 | 160 | 22% |
Rozszczepialne nuklidy ulegające rozszczepieniu przez neutrony termiczne:
- Uran-235 – występuje przyrodzie w uranie naturalnym,
- Pluton-239 – syntetyczny, uzyskiwany z uran-238 przez wychwyt neutronu,
- Pluton-241 – syntetyczny, uzyskiwany z pluton-240, poprzez wychwyt neutronów,
- uran-233 – syntetyczny uzyskiwany z tor-232, poprzez wychwyt neutronów.
Nuklidy rozszczepialne w nie zawsze ulegają rozszczepieniu w wyniku absorpcji neutronów. Szansa na rozszczepienie jest zależna od nuklidu, jak również energii neutronu. Dla małych i średnich energii neutronów, przekroje czynne na pochłonięcie neutronu wywołujące rozszczepienie (σF), przekrój na [[wychwyt neutronów] ] z emisją gamma (σγ), oraz odsetek nierozszczepialnych absorpcji są w tabeli po prawej stronie.
Zobacz też
Bibliografia
- Stanisław Góra: Elektrownie jądrowe. Warszawa: Państwowe Wydawnictwo Naukowe, 1978, s. 41.