中性子減速材

原子力工学において、中性子減速材は、理想的には高速中性子を捕捉することなく、高速中性子の速度を低下させ、最小限の（熱）運動エネルギーのみを持つ熱中性子として残す媒体である。これらの熱中性子は、高速中性子に比べて、原子核と衝突してウラン235またはその他の核分裂性同位体の核連鎖反応を伝播する影響が非常に大きい。

水（この文脈では「軽水」と呼ばれることもある）は最も一般的に使用されている減速材（世界の原子炉の約75％）である。固体グラファイト（原子炉の20％）と重水（原子炉の5％）が主な代替物である。^[1] ベリリウムもいくつかの実験タイプで使用されており、炭化水素が別の可能性として提案されている。

中性子は通常、原子核に結合しており、自然界では長い間自由には存在できません。結合していない中性子の半減期は10 分 11 秒です。中性子を原子核から解放するには、中性子の結合エネルギーを超える必要があります。結合エネルギーは、ほとんどの同位体で通常 7～9 MeVです。中性子源は、核分裂や核融合などのさまざまな核反応によって自由中性子を生成します。中性子の発生源が何であれ、数 MeV のエネルギーで放出されます。

等分配定理によれば、平均運動エネルギー、は温度、と次のように関連付けられます。 ${\displaystyle {\bar {E}}}$${\displaystyle T}$

${\displaystyle {\bar {E}}={\frac {1}{2}}m_{n}\langle v^{2}\rangle ={\frac {3}{2}}k_{B}T}$、

ここで、は中性子の質量、は中性子の平均二乗速度、 はボルツマン定数です。^{[2] [3]}数MeV中性子の特性中性子温度は数百億ケルビンです。 ${\displaystyle m_{n}}$${\displaystyle \langle v^{2}\rangle }$${\displaystyle k_{B}}$

減速とは、自由中性子の初期の高速（高運動エネルギー）を低下させるプロセスです。エネルギーは保存されるため、この中性子速度の低下は、減速材と呼ばれる物質へのエネルギーの移動によって起こります。

中性子が原子核から散乱される確率は、散乱断面積によって与えられる。減速材との最初の数回の衝突は、減速材の原子核を励起するのに十分な高エネルギーである可能性がある。このような衝突は非弾性衝突である。これは、原子核の内部自由度の一部を励起して励起状態を形成することにより、運動エネルギーの一部が位置エネルギーに変換されるからである。中性子のエネルギーが低下すると、衝突は主に弾性衝突になる。つまり、システム全体の運動エネルギーと運動量（中性子と原子核の合計）は保存される。

弾性衝突の数学によれば、中性子はほとんどの原子核に比べて非常に軽いため、中性子から運動エネルギーを除去する最も効率的な方法は、ほぼ同じ質量を持つ減速原子核を選択することです。

質量 1 の中性子と¹ H 原子核 (陽子) が衝突すると、中性子は 1 回の正面衝突でほぼすべてのエネルギーを失う可能性があります。より一般的には、斜め衝突と正面衝突の両方を考慮する必要があります。衝突あたりの中性子エネルギーの平均対数減少 は、原子核の 原子質量 のみに依存し、次のように表されます。${\displaystyle \xi }$${\displaystyle A}$

${\displaystyle \xi =\ln {\frac {E_{0}}{E}}=1-{\frac {(A-1)^{2}}{2A}}\ln \left({\frac {A+1}{A-1}}\right)}$^[4 ]

これは、非常に単純な形式 に合理的に近似することができる。^[5]このことから、中性子の運動エネルギーを から に減らすために必要な、中性子と特定の種類の原子核との衝突の期待回数を推測することができる。${\displaystyle \xi \simeq {\frac {2}{A+2/3}}}$${\displaystyle n}$${\displaystyle E_{0}}$${\displaystyle E_{1}}$

${\displaystyle n={\frac {1}{\xi }}(\ln E_{0}-\ln E_{1})}$^[5 ]

原子核の中には他の原子核よりも吸収断面積が大きいものがあり、自由中性子を中性子束から除去する。したがって、効率的な減速材の更なる基準は、このパラメータが小さいことである。減速効率は、巨視的散乱断面積 を で重み付けし、吸収断面積 で割った比、すなわち で与えられる。^[4]軽水や重水などの複数の元素からなる複合減速材の場合、 を計算するには、水素同位体と酸素原子の両方の減速効果と吸収効果を考慮する必要がある。中性子を 2 MeV の核分裂エネルギーから1 eVの にするには、H ₂ O と D ₂ Oでそれぞれ 16 回と 29 回の衝突が必要で​​あると予想される。したがって、H の ははるかに高い であるため、中性子は軽水によってより急速に減速される。しかし、重水ははるかに高い減速効果も持つため、減速効率は軽水よりも約80倍高くなります。^[4]${\displaystyle \Sigma _{s}}$${\displaystyle \xi }$${\displaystyle \Sigma _{a}}$${\displaystyle {\frac {\xi \Sigma _{s}}{\Sigma _{a}}}}$${\displaystyle \xi }$${\displaystyle E_{0}}$${\displaystyle E}$${\displaystyle n}$${\displaystyle \Sigma _{s}}$${\displaystyle \Sigma _{a}}$

理想的な減速材は、質量が小さく、散乱断面積が大きく、吸収断面積が小さいものです。

十分な衝突の後、中性子の速度は熱運動によって与えられる原子核の速度に匹敵します。この中性子は熱中性子と呼ばれ、このプロセスは熱化とも呼ばれます。与えられた温度で平衡に達すると、弾性散乱する剛体球の予想される速度（エネルギー）分布はマクスウェル・ボルツマン分布で与えられます。実際の減速材では、ほとんどの物質の吸収断面積の速度（エネルギー）依存性により、低速中性子が優先的に吸収されるため、この分布はわずかに修正されるだけで、^{[5] [6]}コア内の実際の中性子速度分布は予測よりもわずかに高温になります。

熱中性子炉では、ウランなどの重い燃料元素の原子核が動きの遅い自由中性子を吸収して不安定になり、2 つの小さな原子 (核分裂生成物) に分裂します。 ²³⁵ U原子核の核分裂プロセスでは、2 つの核分裂生成物、2 ～ 3 個の高速で移動する自由中性子、および反跳する核分裂生成物の運動エネルギーに主に現れる量のエネルギーが生成されます。自由中性子は、それぞれ約 2 MeV の運動エネルギーで放出されます。ウランの核分裂イベントでは、イベントを開始するために必要な熱中性子よりも多くの自由中性子が放出されるため、反応は制御された条件下で自立した核連鎖反応になる可能性があり、その結果、膨大な量のエネルギーが解放されます。

さらなる核分裂イベントの確率は、入射する中性子の速度 (エネルギー) に依存する核分裂断面積によって決まります。熱反応炉の場合、MeV 範囲の高エネルギー中性子がさらなる核分裂を引き起こす可能性ははるかに低くなります (ただし、まったくないわけではありません)。新たに放出された高速中性子は、光速の約 10% で移動しますが、隣接する²³⁵ U 原子核でさらなる核分裂を引き起こして連鎖反応を継続させるには、通常、数キロメートル/秒の速度まで減速または「減速」する必要があります。この速度は、数百℃の範囲の温度で発生します。

すべての減速炉では、あらゆるエネルギーレベルの中性子の一部が、高速中性子を含む核分裂反応を起こす。一部の原子炉は他の原子炉よりも完全に熱中性子化されており、たとえば、CANDU原子炉ではほぼすべての核分裂反応が熱中性子によって生成されるのに対し、加圧水型原子炉（PWR）では、核分裂のかなりの部分が高エネルギー中性子によって生成される。提案されている水冷却超臨界水炉では、高速核分裂の割合が50%を超える可能性があり、技術的には高速中性子原子炉となる。

高速炉は減速材を使用せず、減速されていない高速中性子によって生成される核分裂を利用して連鎖反応を維持します。一部の高速炉設計では、核分裂の最大 20% が、熱中性子ではまったく 核分裂しない同位体であるウラン 238の直接高速中性子核分裂から生じます。

減速材は、プルトニウム-ベリリウム（⁹
（α、n）とする¹²
C反応）および核破砕源（中性子過剰重元素を標的とする （p 、xn）反応を使用）である。

減速材の形状と位置は、原子炉のコストと安全性に大きく影響します。従来、減速材は精密機械加工された高純度グラファイトブロック^{[7] [8]}で、熱を逃がすためのダクトが埋め込まれていました。減速材は原子炉の最も高温の部分にあったため、腐食やアブレーションの影響を受けやすかったです。グラファイトなどの一部の材料では、中性子が減速材に衝突すると、減速材に危険な量のウィグナーエネルギーが蓄積することがあります。この問題は、1957年に英国の原子炉複合施設であるウィンズケールパイルで発生した悪名高いウィンズケール火災につながりました。二酸化炭素冷却グラファイト減速炉では、冷却材と減速材が互いに接触するため、ブードワール反応を考慮する必要があります。これは、一部のTRISO燃料のように燃料要素に炭素の外層がある場合や、1つまたは複数の外層の破損により内側の炭素層が露出した場合も同様です。

ペブルベッド原子炉では、原子燃料は原子炉グレードの熱分解炭素の球体（ほぼ小石サイズ）に埋め込まれています。球体間の空間はダクトの役割を果たします。原子炉はウィグナー焼鈍温度以上の温度で運転されるため、グラファイトに危険な量のウィグナーエネルギーが蓄積されることはありません。

CANDUとPWR原子炉では、減速材は液体の水（CANDUでは重水、PWRでは軽水）です。PWRで冷却材喪失事故が発生した場合、減速材も失われ、反応は停止します。この負のボイド係数は、これらの原子炉の重要な安全機能です。CANDUでは、減速材は加圧された重水冷却チャネルを囲む別の重水回路に配置されています。重水は、中性子の大部分を共鳴積分まで減速します。²³⁸
UはCANDU燃料中のウランの99%以上を占めるこの同位体による中性子捕獲を増加させ、核分裂に利用できる中性子の量を減少させる。その結果、重水の一部を除去すると反応性が増加し、除去量が多すぎると反応を継続するための減速が不足する。この設計によりCANDU原子炉は正のボイド係数を持つが、重水減速システムの遅い中性子運動がこれを補い、PWRと同等の安全性をもたらす。^[9]

軽水冷却、黒鉛減速のRBMK型原子炉は、天然ウランを使用し、重水を使用せずに兵器級プルトニウムと大量の使用可能な熱の両方を生産できるようにするために当初考えられた原子炉タイプであり、軽水冷却材は主に中性子吸収材として機能するため、冷却材喪失事故で軽水冷却材を除去するか、水を蒸気に変換することで、核分裂に利用できる熱中性子の量が増加します。チェルノブイリ原子力発電所の事故後、この問題は改善され、現在も稼働しているRBMK型原子炉はすべてわずかに負のボイド係数を持つようになりましたが、燃料の ウラン濃縮度を高める必要があります。

良質な減速材には、ホウ素などの中性子を吸収する不純物は含まれていない。商用原子力発電所では、減速材には通常溶解したホウ素が含まれている。原子炉冷却材のホウ素濃度は、原子炉出力を操作するためにホウ酸を加えたり水で薄めたりすることで、操作者が変更することができる。ナチスの核計画は、安価なグラファイト減速材が機能しなかったことで大きな挫折を味わった。当時、ほとんどのグラファイトはホウ素電極上に堆積されており、ドイツの商用グラファイトにはホウ素が多すぎた。戦時中のドイツの計画ではこの問題が発見されなかったため、彼らははるかに高価な重水減速材を使用せざるを得なかった。この問題は物理学者レオ・シラードによって発見された。^[10]

減速材の中には、ベリリウムや原子炉級重水など、かなり高価なものもあります。原子炉級重水は、濃縮されていないウランとの反応を可能にするために、純度が 99.75% でなければなりません。重水と通常の水は、速度がわずかに異なるだけで、ほぼ同じ方法で同じ化学結合を形成するため、これを準備するのは困難です。

はるかに安価な軽水減速材（本質的に非常に純粋な通常の水）は、濃縮されていない天然ウランで使用するには中性子を吸収しすぎるため、そのような原子炉を稼働させるにはウラン濃縮または核再処理が必要になり、全体的なコストが増加します。濃縮と再処理はどちらも高価で技術的に困難なプロセスであり、さらに濃縮といくつかの種類の再処理の両方を使用して兵器に使用可能な物質を作成することができるため、拡散の懸念が生じます。

CANDU 原子炉の減速装置は安全装置としても機能します。低温、低圧の重水タンクは中性子を減速し、また、極端な冷却材喪失事故の状況ではヒートシンクとしても機能します。このタンクは、実際に熱を発生する燃料棒とは分離されています。重水は中性子を減速 (減速) するのに非常に効果的で、CANDU 原子炉の重要な特徴である「中性子効率」の高さをもたらします。軽水原子炉では事故時に炉心に水を追加すると減速効果が十分に得られ、臨界未満のアセンブリが再び臨界状態になることがあります。これとは異なり、重水原子炉では炉心に軽水を追加すると反応性が低下します。これは、特定の事故シナリオの場合にもう 1 つの重要な安全装置となります。ただし、緊急冷却材の軽水と混ざった重水は、同位体分離を行わないと薄まりすぎて役に立たなくなります。

核兵器に関する初期の推測では、「原子爆弾」は中性子減速材によって減速された大量の核分裂性物質であり、原子炉または「原子炉」の構造に似ていると想定されていました。^[11]マンハッタン計画のみが、純粋な金属ウランまたはプルトニウムにおける高速中性子の連鎖反応というアイデアを採用しました。アメリカ人は他の減速設計も検討し、核分裂性物質として重水素化ウランを使用する提案も含まれていました。 ^{[12] [13]}

1943年、ロバート・オッペンハイマーとニールス・ボーアは「核融合炉」を兵器として使う可能性を検討した。^[14]その動機は、グラファイト減速材を使えば同位体分離を使わずに連鎖反応を起こせるだろうというものだった。しかし、プルトニウムは爆弾に使えるほど同位体純度の高い状態で生産（「増殖」）することができ、その後は「化学的に」分離するだけでよく、同位体分離よりはるかに簡単なプロセスだが、それでも難しい。1945年8月、イギリスのファームホールに収容されていたドイツの核計画の科学者たちに広島への原爆投下の情報が伝えられたとき、主任科学者ヴェルナー・ハイゼンベルクは、その装置は「減速材との衝突を何度も繰り返して中性子を減速させた原子炉のようなもの」に違いないと仮説を立てた。^[15]ドイツの計画ははるかに遅れており、プルトニウムの選択肢を検討したことすらなく、ウラン中の大規模な同位体分離の実現可能な方法を発見していませんでした。

マンハッタン計画の成功後、すべての主要な核兵器計画は、その兵器設計において高速中性子に依存するようになった。注目すべき例外は、アップショット・ノットホール作戦におけるルースとレイのテスト爆発である。カリフォルニア大学放射線研究所(UCRL) の設計の目的は、ウラン^{[16] : 15}を含む重水素化ポリエチレン装薬を熱核燃料の候補として調査することであり^{[17] : 203、}適切に圧縮すれば重水素が融合 (活性媒体になる) することを期待していた。成功すれば、この装置は、核分裂性物質の量が最小限で、当時 UCRL が設計していた熱核兵器RAMROD ^{[17] : 149}を点火するのに十分な威力を持つコンパクトな一次核兵器にもつながる可能性がある。「水素化物」一次核兵器の場合、圧縮の程度によっては重水素が融合することはないが、設計をブーストにかけて出力を大幅に上げることができる。^{[18] : 258}コアは、重水素化ウラン（UD ₃）、^{[17] : 202}および重水素化ポリエチレンの混合物で構成されていました。レイでテストされたコアは、 U ²³⁵の低濃縮ウランを使用し、両方のショットで重水素が中性子減速材として機能しました。^{[18] : 260}予測された出力は、ルースで1.5〜3 kt （最大潜在出力は20 kt ^{[19] : 96} ）、レイで0.5〜1 ktでした。テストではそれぞれ200トンのTNT火薬が生成され、両方のテストは失敗に終わったと考えられました。^{[12] [13]}

核爆発物に減速材を使用することの副作用は、連鎖反応が進むにつれて減速材が加熱され、中性子を冷却する能力が失われることです。減速のもう 1 つの効果は、後続の中性子生成間の時間が長くなり、反応が遅くなることです。これにより、爆発の封じ込めが問題になります。爆縮型爆弾を閉じ込めるために使用される慣性では、反応を閉じ込めることができません。その結果、爆発は失敗に終わる可能性があります。完全に減速された爆発の爆発力はこのように制限されます。最悪の場合、同様の質量の化学爆発物と同等になる可能性があります。ハイゼンベルクによると、「重水装置を使用しても、遅い中性子で爆発物を作ることはできません。その場合、中性子は熱速度でしか動かないため、反応が非常に遅くなり、反応が完了する前に爆発するからです。」^[20]熱中性子で作動する核爆弾は非現実的かもしれないが、現代の兵器設計ではある程度の減速の恩恵を受ける可能性がある。中性子反射体として使用されるベリリウムタンパーは減速材として機能する。^{[21] [22]}

• 通常の「軽水」に含まれる水素。プロチウムは中性子捕獲の断面積も大きいため、中性子をあまり失わずに減速できるのは限られています。減速度の低い中性子はウラン 238 に捕獲される可能性が高く、ウラン 235 を核分裂させる可能性は低いため、軽水炉を稼働させるには濃縮ウランが必要です。
  • 金属ウランと水素の化学反応によって生成される化合物（水素化ウラン- UH _{3 ）}を新しいタイプの原子炉の複合燃料および減速材として使用するという提案もあります。
  • 水素は、極低温液体メタンや、場合によっては液体水素の形で、一部の研究用原子炉の冷中性子源としても使用され、中性子の最大値がはるかに低いエネルギーにシフトしたマクスウェル・ボルツマン分布を生成します。
  • パラフィンワックスのように炭素と結合した水素は、初期のドイツのいくつかの実験で使用されました。
• 重水素は、重水炉（例：CANDU）内の重水の形で使用されます。重水で減速された原子炉では、濃縮されていない天然ウランを使用できます。
• 炭素は、 RBMK炉やペブルベッド炉などで使用されている原子炉級グラファイト^{[7]または熱分解炭素の形で、または二酸化炭素などの化合物の形で使用されています。}二酸化炭素には炭素原子の2倍の酸素原子が含まれており、どちらも同様の範囲で減速効果と中性子吸収効果を持っているため（上​​記を参照）、（まだ建設されていない）二酸化炭素減速炉での減速の大部分は実際には酸素から来るでしょう。低温原子炉は、物質のウィグナーエネルギーの蓄積の影響を受けやすいです。重水素減速炉と同様に、これらの原子炉のいくつかは濃縮されていない天然ウランを使用することができます。
  • 一部の研究用原子炉では、高温中性子源を生成するためにグラファイトを意図的に約 2000 K 以上に加熱することが許可されています。これにより、マクスウェル・ボルツマン分布が得られ、その最大値が広がることで、より高いエネルギーの中性子が生成されます。
• 金属の形のベリリウム。ベリリウムは高価で有毒であるため、その使用は制限されています。ベリリウムはS2G原子炉で使用されました。^{[23] [24]}
• リチウム-7はフッ化リチウム塩の形で、通常はフッ化ベリリウム塩（FLiBe ）と組み合わせて使用​​されます。これは溶融塩炉で最も一般的なタイプの減速材です。

その他の軽原子核物質はさまざまな理由で不適切です。ヘリウムは気体であり、十分な密度を達成するには特別な設計が必要です。リチウム-6 とホウ素-10 は中性子を吸収します。

• DOE 基礎ハンドブック: 核物理学と原子炉理論。第 2 巻 (DOE-HDBK-1019/2-93) (PDF)。米国エネルギー省。1993 年 1 月。2013 年 12 月 3 日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。2013年11 月 29 日に取得。