Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА I. ВЫБОР ПАРАМЕТРОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ . II
I.I. Основные критерии выбора параметров II
1.2. Выбор материала отражателя и ловушки 24
1.3. Оптимизация состава активной зоны 40
1.4. Теплосъем в исследовательских реакторах 54
ГЛАВА 2. МАЛОГРЖЮВАЯ РАСЧЕТНАЯ МОДЕЛЬ 64
2.1. Гомогенизация и резонансный захват в тесных решетках 64
2.2. Модели замедления в водометаллических смесях... 69
2.3. Медленные нейтроны 70
$ 2.4. Метод эффективного интегрального параметра 74
2.5. Сравнение результатов расчета с экспериментом 76
ГЛАВА 3. БАССЕЙНОВЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР ВВР-М 82
3.1. Описание активной зоны 82
3.2. Расчет и оптимизация параметров 85
3.3. Тонкостенные ТВС второго поколения ВВР-М5 87
3.4. Масштаб использования реакторов типа ВВР-М 88
3.5. Перспектива развития реакторов типа ВВР-М 89
ГЛАВА 4. ВЫСОКОПОТОЧНЫЙ РЕАКТОР ПИК 96
4.1. Описание активной зоны 96
4.2, Особенности расчета реактора 97
4.3. Экспериментальные возможности реактора 108
ГЛАВА 5. УСКОРЕНИЕ НЕЙТРОНОВ 114
5.1. Реакция неупругого ускорения нейтронов 114
5.2. Оценка сечений для тепловых нейтронов 121
5.3. Экспериментальное наблюдение ускорения тепловых нейтронов 127
5.4. Сечения ускорения быстрых нейтронов 135
5.5. Многократное ускорение нейтронов в инверсно заселенной среде 140
5.6. Области возможного использования ускорения нейтронов 148
Основные результаты работы 153
Литература 158
- Основные критерии выбора параметров
- Гомогенизация и резонансный захват в тесных решетках
- Тонкостенные ТВС второго поколения ВВР-М5
- Экспериментальные возможности реактора
- Реакция неупругого ускорения нейтронов
Введение к работе
За последние 25 лет нейтрон стал одним из эффективнейших физических инструментов для исследования природы. Если сразу же после пуска первых реакторов с помощью нейтронов в основном изучались реакторные материалы, то со второй половины пятидесятых годов интенсивно стали строить реакторы для широкого круга работ в области ядерной физики, физики твердого тела, радиохимии, биологии, геологии, а также решения многих прикладных технических задач. Помимо реакторов для материаловедческих работ (MP, МИР, СМ-2) и импульсных реакторов (ИБР-30, ИБР-2, ИГР) в нашей стране для чисто исследовательских целей были созданы простые и надежные в эксплуатации стационарные легководные реакторы бассейнового типа (ВВР-С, ИРТ-М, ВВР-М, ВВР-СМ, ИВВ-2). Появилась целая "малая индустрия", производящая нейтроны для научных исследований .
I. Актуальность проблемы. Широкое строительство таких дорогостоящих установок потребовало общего подхода к ним и разработки критериев, на основании которых можно было бы проводить выбор их конструкции и материалов, а также оптимизировать их параметры как в процессе проектирования, так и во время эксплуатации. В ситуации, когда на исследовательских реакторах проводятся десятки и сотни разнообразных, подчас заранее не запланированных экспериментов, иметь подобные критерии выбора особенно важно. Практическое применение этих критериев требует достаточно адекватных оперативных методов расчета стационарных исследовательских реакторов (СИР), которые позволили бы уверенно предсказывать их нейтронно-физические параметры с нужной для практики точностью и скоростью. Конечно, эти методы должны быть предварительно проверены путем сравнения со специально поставленными экспериментами .
В середине пятидесятых годов по инициативе Л.И.Русинова была поставлена задача поднять мощность и нейтронный поток серийного реактора ВВР-С (Р = 2 МВт, Фмах= 2.1013н/см2 сек). Необходимо было полностью заменить всю активную зону реактора, разработать новый тип твэла, выбрать наиболее оптимальный материал для отражателя и т.д. Новый модернизированный реактор, получивший название ВВР-М (проектная мощность Р = 10 МВт, мя = З-Ю^/см2. сек), потребовал выполнения большого объема нейтронно-физичес-ких, гидравлических и теплотехнических расчетов как на стадии проектирования, так и впоследствии при постановке различных экспериментов. В семидесятых годах возникла необходимость дальнейшего расширения экспериментальных возможностей реакторов этого типа и увеличения их мощности вплоть до 30 МВт. Для этого, в первую очередь, потребовалось создать твэлы следующего поколения, способные обеспечить высокий удельный теплосъем и большую глубину выгорания, не загрязняя окружающую среду. При этом они должны были быть сравнительно дешевыми и обладать запасом реактивности, достаточным для размещения в активной зоне устройств большого объема для фундаментальных исследований.
На сегодняшний день мощность 30 МВт является практически предельной для СИР бассейнового типа. Поэтому дальнейший рост мощности и нейтронного потока стал возможен лишь после создания проекта высокопоточного корпусного исследовательского реактора ПИК (Р = 100 МВт, Фмах= 4-Ю15 н/см2 сек). Понадобился тщательный анализ физики всех основных узлов этого уникального реактора при выборе его концептуальной схемы, а также подробный расчет и оптимизация его параметров. Проверка и уточнение расчетной - б - модели производились в критических опытах, которые проводились параллельно строительству самого реактора ПИК.
Появление высокопоточных исследовательских реакторов позволило начать изучение реакций нейтронов с нестабильными элементами, измеряемый эффект в которых пропорционален квадрату нейтронного потока. Одной из таких реакций является неупругое ускорение нейтронов на возбужденных состояниях изомерных ядер, когда нейтрон уносит энергию возбуждения изомера. Теоретическое и экспериментальное изучение этого эффекта представляет интерес для ядерной физики, т.к. позволяет понять степень ослабления сильных запретов (благодаря которым изомер и живет долго) при возбуждении составного ядра на несколько МэВ, а также астрофизики. С другой стороны, для практических приложений важно понять, существует ли вообще принципиальная возможность ускорять нейтроны - частицы, не обладающие электрическим зарядом, - до значительной энергии.
Решению поставленных задач и посвящена настоящая диссертация.
2. Основные цели работы. Автор ставил перед собой следующие цели:
Формулировку критериев эффективности стационарных исследовательских реакторов и разработку на их основе физических принципов выбора концептуальной схемы и конструкции, а также методов оптимизации параметров таких реакторов.
Разработку методов расчета нейтронно-физических параметров легководных СИР для условий, когда утечка нейтронов из активной зоны (как это следует из самого назначения этих реакторов) велика. Методы, с одной стороны, должны обеспечивать необходимую для практики точность, а с другой, быть достаточно простыми, чтобы давать возможность быстро получать нужную информацию.
Расчет и оптимизацию параметров активной зоны реактора ВВР-М, позволяющие достичь предельных для бассейновых СИР значений этих параметров, сохраняя при этом гибкость и маневренность активной зоны, необходимые для проведения целого рада фундаментальных исследований.
Выбор концептуальной схемы, расчет и оптимизацию основных узлов (активной зоны, отражателя, нейтронной ловушки и т.д.) реактора для научных исследований ПИК с рекордными значениями нейтронного потока.
Теоретическое и экспериментальное изучение реакции неупругого ускорения нейтронов на изомерных ядрах.
Теоретическое исследование поведения нейтронного газа в инверсно-заселенной изомерной среде.
3. Научная новизна. В практику отечественного реакторострое-ния впервые введены такие понятия, как производительность исследовательского реактора и затраты на получение единицы информации. Получено явное выражение для функционала, связывающего экономические и физические параметры реактора, который следует оптими-' зировать при проектировании и эксплуатации СИР. В теории реакторов (независимо от Данкова) получена формула, учитывающая эффект взаимного экранирования блоков при резонансном захвате нейтронов в тесной решетке. Для расчета легководных активных зон исследовательских реакторов разработана простая малогрупповая модель, обеспечивающая при значительной утечке нейтронов точность вычисления реактивности лучше 0,2%, Для экспериментальной проверки точности модели предложен вместо метода долива более точный метод кольцевых зон. Расчетным путем оптимизированы параметры легководных реакторов (соотношение металл-вода, концентрация горючего и т.д.), и на основании этой оптимизации разработаны твэлы второго поколения - ВВР-М5, позволяющие достичь _ 8 - предельные для бассейновых реакторов значения нейтронных потоков при минимальных затратах на их получение. Произведен выбор концептуальной схемы и расчет основных параметров активной зоны наиболее мощного в нашей стране стационарного реактора для научных исследований - ПИК.
Предсказан теоретически и обнаружен экспериментально эффект неупругого ускорения нейтронов на изомерных ядрах. Получены формулы для оценки сечений взаимодействия изомеров (и других ядер)с тепловыми нейтронами. Впервые доказано, что существуют ядра, которые, вплоть до сотен кэВ, являются ускорителями, а не привычными замедлителями нейтронов. Показано, что в инверсно заселенной изомерной среде энергетическое распределение нейтронов за счет эффекта многократного ускорения значительно отличается от равновесного распределения Больцмана, а средняя энергия ускоренных нейтронов может существенно превышать энергию изомерного перехода. Показано, что ускорение нейтронов следует учитывать при нуклеосинтезе в звездах.
4.Практическая ценность. Работы, вошедшие в диссертацию, способствовали развитию экономического подхода при выборе раз> личных путей создания и эксплуатации реакторов для научных исследований, обнаружили существование эффекта взаимного экранирования блоков в тесной решетке при резонансном захвате нейтронов, важного для понимания физики как исследовательских, так и энергетических легководных реакторов, наряду с другими легли в основу создания и совершенствования реакторов типа ВВР-М, обеспечивающих около половины мощности всех бассейновых исследовательских реакторов нашей страны и стран СЭВ, на которых был выполнен большой объем исследований в различных областях науки и техники,
4) стимулировали разработку и внедрение тонкостенных твэлов вто рого поколения - ВВР-М5 с удвоенным содержанием горючего, ко торые значительно расширяют экспериментальные возможности бассей новых реакторов и дают существенную экономию годовых затрат на их эксплуатацию, легли в основу проекта строящегося мощного исследовательского реактора ПИК, превосходящего по своим нейтронно-физическим параметрам лучшие зарубежные реакторы, показали, что нейтрон, который из-за отсутствия электрического заряда нельзя ускорить электрическим полем, можно ускорить за счет нуклон-нуклонного взаимодействия при его столкновении с долгоживущими возбужденными ядрами; обнаружение этого эффекта позволило начать изучение возможности создания изомерного ускорителя, ускоряющего нейтроны до энергии порядка I МэВ.
5. Автор защищает следующие результаты :
Введение для стационарных исследовательских реакторов понятий "производительность" и "экономичность", связывающих точность экспериментов, поставленных на них,и затраты на достижение этой точ' ности с реакторными параметрами. Получение на основе этих понятий исходных функционалов для оптимизации параметров СИР.
Разработку малогрупповой модели для расчета нейтронно-физичес-ких параметров водо-металлических активных зон с большой утечкой нейтронов и сравнение результатов расчета с экспериментом.
Обнаружение (независимо от Данкова) эффекта взаимного экранирования малых поглощающих блоков при резонансном захвате замедляющихся нейтронов в тесной решетке.
Расчет и оптимизацию нейтронно-физических параметров зоны, отражателя и других узлов реакторов типа ВВР-М.
Предложение последовательного увеличения поверхности тепло-съема твэлов, развитой в единице объема активной зоны. Разработку конструкции . активной части первых отечественных трубчатых твэлов для бассейновых реакторов BBP-MI. Предложение удвоить концентрацию горючего в этих твэлах и оптимизацию их параметров, приведшие к созданию твэлов ВВР-М5 с рекордными для бассейновых реакторов характеристиками.
Концептуальный выбор схемы, материалов основных узлов активной зоны и отражателя и оптимизацию их нейтронно-физических параметров, положенные в основу проекта строящегося высокопоточного реактора ІЖ. Расчет критических масс и энерговыделения и сравнение их с экспериментом.
Предсказание отсутствия запретов и заметной вероятности для реакции ускорения нейтронов на долгоживущих возбужденных изомерных ядрах. Методы оценки сечений этой реакции для тепловых и быстрых нейтронов.
Получение и решение уравнений многократного ускорения нейтронов в инверсно заселенной среде.
6. Публикация результатов. По теме диссертации опубликовано 40 работ в ведущих советских и зарубежных журналах, а также в виде препринтов ЛИЯФ» По материалам диссертации получено 3 авторских свидетельства. Основные результаты диссертации докладывались на симпозиумах МАГАТЭ в Вене (1962, 1963) и Брюсселе (1964) совещаниях специалистов стран СЭВ в Варшаве (1968) и в Москве (1982), на англо-советском семинаре в Харуэлле (1969), на Международной школе по нейтронной физике в Дубне (1982), на Всесоюзных совещаниях по нейтронной физике в Киеве (1975, 1977,1980, 1983), на Всесоюзном совещании по физике реакторов в Мелекессе (1966), на Зимних школах ЛИЯФ по ядерной физике и по физике и технике реакторов, на ряде других конференций. - II -
Основные критерии выбора параметров
I. Требования к исследовательским реакторам. В 60-х годах закончился период экстенсивного развития физики. Ассигнования на её нужды достигли в развитых странах десятых процента от национального дохода (рис.1). Необходимость вкладывать средства во вновь развивающиеся научные направления еще более сужает материальную базу традиционных областей науки. Сказанное целиком относится к исследовательским реакторам, которые пережили фазу стремительного развития в 1965-65 г.г., после чего их количество стабилизировалось и даже стало падать (рис.2). В этих условиях на первый план выступает интенсивный путь развития: повышение производительности труда ученых и снижение затрат на научную продукцию.
Современные дорогостоящие исследовательские установки, такие как ускорители, реакторы, радиотелескопы, представляют собой мощные фабрики по производству информации. Как и обычные фабрики, их можно характеризовать производительностью и себестоимостью единицы продукции.
При физических исследованиях с помощью нейтронов на реакторах в качестве единицы информации можно принять отдельное событие в экспериментальной аппаратуре. Независимо от того, получаются ли эти события за счет измерения излучения образца, предварительно облученного в реакторе, или за счет регистрации нейтронов, рассеянных на мишени, установленной на выведенном пучке, статистический вес измеряемой величины пропорционален числу событий.
Ниже мы не будем рассматривать импульсные реакторы/которые с пуском ИВР-2 перешли на качественно новый уровень), а ограничимся только стационарно действующими источниками нейтронов, необходимыми для накопления большого числа событий при статистически достоверных измерениях малых эффектов. К последним относятся, например, опыты по измерению несохранения четности в нуклон-нуклонных взаимодействиях (эффекты при отсутствии усиления 10" ), требующие накопления в экспериментальной аппаратуре около 10 импульсов вторичного излучения. Использование мощных стационарных реакторов целесообразно также и при измерении нейтронных характеристик короткоживущих изотопов. В этом случае эффект пропорционален квадрату нейтронного потока. В опытах по изучению свойств твердых тел и жидкостей на выведенных нейтронных пучках в экспериментальной аппаратуре происходит значительная потеря первоначальной интенсивности нейтронного пучка. Например, при выделении малых углов для изучения рассеяния холодных поляризованных нейтронов вблизи критических точек, в частности, при изучении магнитных свойств ферромагнетиков вблизи точки Кюри, происходит снижение 8 10 исходной интенсивности нейтронного потока в 10 - 10 раз. Анализ показывает, что целый ряд подобных экспериментов, в том числе и фундаментальных, становится практически осуществимым лишь при увеличении исходного невозмущенного потока тепловых нейтронов в реакторе до 10 - 10 н/см сек.
Гомогенизация и резонансный захват в тесных решетках
Своеобразие конструкции исследовательских реакторов требует разработки адекватных методов их расчета. Так, например, стремление максимально развить удельную теплопередающую поверхность и увеличить $jT приводит к столь тесной решетке из малых блоков, что в нейтронных расчетах её можно считать практически гомогенной почти для всех энергий кроме резонансной и тепловой (
-с«)чси) , где 1Б- средний геометрический путь нейтрона в блоке, ) .Е) - длина пробега в веществе блока). В области тепловой энергии возникающие гетерогенные поправки невелики, но нижние сильные резонансы изотопа U. остаются все еще полностью заблокированными.
Классическую формулу для резонансного поглощения в малых блоках получили еще И.И.Гуревич и И.Я.Померанчук (1943) при условиях т.е. длина пробега в замедлителе 5э много меньше среднего геометрического пути между блоками t% ( ол- доля металла в ячейке). Для вероятностиfизбежать резонансный захват при равномерном распределении потока нейтронов как по энергии, так и по замедлителю, они нашли, что где Q - вероятность попадания из замедлителя в блок, а -средняя логарифмическая потеря энергии в замедлителе, a j(t) - вероятность нейтрону при попадании в блок иметь путь . При выполнении второго условия (2.1) выполняется неравенство J 1 , и поглощение определяется одиночным блоком, так что интеграл в знаменателе (2.2) можно отбросить. В этом предположении формула
Гуревича-Померанчука для брейт-вигнеровского поведения сечения захвата имеет вид: , AU»VBNTr + Ь J ] . (2.3) где V - плотность ядер резонансного поглотителя в блоке; сечение, ширина и энергия резонанса. Первый член описывает блокируемую часть поглощения, имеющую характерную зависимость от геометрических размеров блока - v ff ; второй -не блокируемую, для которой первое неравенство (2.1) не справедливо. Сумма берется по нижним сильным резонансам, для которых выполнено первое неравенство (2.1).
Для тесной решетки (больших т ) второе условие (2.1) нарушается (хотя первое все еще остается в силе), и возникает возможность многократного попадания нейтрона в блоки. В этом случае знаменатель в (2.2) следует разложить в ряд, в результате чего после интегрирования по энергии блокируемая часть в формуле(2.3) приобретает множитель FC0))
Тонкостенные ТВС второго поколения ВВР-М5
При их разработке был учтен многолетний опыт использования тонкостенных ТВС ВВР-М первого поколения, а также опыт зарубежных реакторов ( HPIR, GHFR ) и специальные исследования эрозионной, коррозионной и радиационной, устойчивостей покрытия (К.А.Ко-ноплев и др. /1ии/, см. также ). Прогресс в отечественной промышленности изготовления твэлов позволил снизить почти вдвое толщину стенки и легководный зазор, в результате чего удельная тепловыделяющая поверхность возросла в 1.8 раза. Разработка проходила в два этапа: на первом менялась лишь толщина трубок и удваивалось их число (ТВС ВВР-МЗ), а на втором концентрация топлива доводилась до расчетной оптимальной величины (см.табл. 9).
Твэлы ВВР-М5 используются, начиная с 1978 г., а в 1980 г. реактор ВВР-М ЛИШ был полностью переведен на твэлы этого типа. При этом он достиг номинальной мощности 18 Шт, а максимальное удельное энерговыделение составило рекордную для бассейновых реакторов величину - 0.84-0.9 МВт/л. Тщательный контроль осколочной активности показал, что дозовая нагрузка на население в тысячу раз меньше естественного фона облучения. Стоимость I г. горючего в ТВС ВВР-М5 существенно сократилась по сравнению с ВВР-МЗ. Объем экспериментальных устройств в зоне увеличился вдвое (с 60 до 120 ячеек) без сокращения глубины выгорания. При этом твэлы занимают уже меньше половины объема зоны. В результате возник значительный экономический выигрыш, который был истрачен на повышение производительности труда исследователей, использующих реакторы, рост темпа и эффективности их работы.
В 1959-60 г.г. было пущено два реактора типа ВВР-М: в Гатчине и Киеве. Найденная удачная конструкция была использована при конструировании ТВС реакторов ВВР-Ц и ВВР-К, а твэлы ВВР-М2 длиной 60 см (вместо 50 см), получившие название ВВР-СМ, с 1967-68 г.г. используются вместе с бериллиевым отражателем на реконструированных реакторах в Венгрии, ГДР и Польше (см. табл.10). Общая мощность этих 7 реакторов составляет почти половину мощности всех бассейновых исследовательских реакторов, построенных Советским Союзом в нашей стране и за рубежом. Для ТВС реакторов других типов - ИРТ-М (тонкостенные трубы квадратного сечения) и ИВВ (шестигранные трубы) был широко использован опыт конструирования, изготовления и эксплуатации ТВС ВВР-М первого и второго поколений.
За прошедшие годы на бассейновых реакторах с тонкостенными твэлами ВВР-М был выполнен большой объем работ в различных областях фундаментальной и прикладной науки. Сочетание высокого удельного теплосъема (в несколько раз превышающего теплосъем на АЭС) со свободным доступом к активной зоне, которую можно гибко перестраивать, позволило провести на этих реакторах уникальные интегральные эксперименты по несохранению пространственной четности (В.МДобашев, В.А.Назаренко и др.) . Отсутствие на зарубежных реакторах подобных условий до сих пор не позволяет там повторить эти опыты.
Экспериментальные возможности реактора
Для проведения физических исследований реактор оснащен современными экспериментальными устройствами: легководной ловушкой, источниками холодных (ИХН) и горячих (ИГН) нейтронов, ней-троноводами, горизонтальными наклонными и вертикальными каналами. Расчетные потоки тепловых нейтронов приведены в табл. 14.
Цилиндрическая легководная ловушка с оптимальным диаметром 10 см расположена в центре активной зоны. Невозмущенный поток тепловых нейтронов в ней достигает 4 10 н/см с. Хотя создание ловушки и приводит к некоторой потере реактивности,тем не менее это выгодно, поскольку нейтронный поток в ней в 3 раза превышает поток в отражателе и позволяет совместить преимущества ловушечного и пучкового реакторов. Центральная ловушка позволяет получать переносные источники нейтрино и антинейтрино мощностью Ю с" /
Интенсивность длинноволновых нейтронов можно поднять в десятки раз, если значительно снизить температуру нейтронов. В отражателе расположен ИХН, который представляет собой сферу, содержащую 25 л жидкого дейтерия. Невозмущенный поток тепловых нейтронов в этом месте составляет 3.5 10 н/см с. В ИХН подходит горизонтальный канал, от которого берет начало система нейтроноводов. В табл. 15 приведены граничные длины волн X нейтронов, захваченных нейтроноводами, их радиусы кривизны и длины Ї- , а также потоки на выходе, рассчитанные в работе Л Из таблицы 15 видно, что потоки длинноволновых нейтронов в нейтроноводном зале на большом расстоянии от реактора в условиях особо малого фона значительны (превышают 10 н/см с).
Чтобы получить нейтроны с малой длиной волны ( X I А) ПИК оборудован ИГН, который представляет собой цилиндрический графитовый блок диаметром 20 см и высотой 30 см, отделенный вакуу-мированным зазором от отражателя. За счет /-излучения активной зоны графит нагревается примерно до 2000С. Невозмущенный поток тепловых нейтронов в месте установки ИГН составляет 10 н/см с. Горячие нейтроны через горизонтальный канал направляются в экспериментальный зал.
Помимо упомянутых в отражателе расположено три сквозных, один радиальный, один V-образный и три касательных канала. Штатный канал имеет внутренний диаметр 10 см, но при необходимости его можно увеличить до 25 см, поскольку все каналы выполнены съемными. Для уменьшения интерференции они расположены на разных уровнях. Из отражателя берут также начало б наклонных (диаметр 8-14 см) и 7 вертикальных (диаметр 5 см) каналов. Обилие каналов
Реакция неупругого ускорения нейтронов
Создание мощных исследовательских реакторов позволило начать изучение на пучках нейтронных характеристик нестабильных ядер, полученных на тех же реакторах Темп поступления информации в подобных исследованиях пропорционален квадрату нейтронного потока. В частности, это относится к реакции неупругого ускорения тепловых нейтронов на изомерах, когда улетающий нейтрон уносит энергию возбуждения долгоживущего ядра/ Из-за отсутствия электрического заряда нейтрон нельзя ускорить до значительной энергии электромагнитным полем, но, благодаря сильному взаимодействию, при столкновении с ядром такое ускорение становится возможным. Чтобы накопить необходимое для изучения количество возбужденных ядер, которые в случае EI-переходов живут 10 сек, необходим значительный запрет ( Ь 10 ) на электромагнитные переходы (и электронную конверсию), т.е. ядро должно быть долгоживущим изомером. С другой стороны, этот запрет не должен распространяться на саму реакцию ускорения, т.к. в противном случае ее сечение будет ненаблюдаемо мало. Ниже показано, что одновременное выполнение обоих условий возможно.
Сначала немного истории. Предположение о существовании ядер с одинаковым зарядом Z и массой А, но с разной радиоактивностью, было высказано Ф.Содди еще в 1917 г., а обнаружил такое ядро ( 9га) впервые О.Ган в 1921 г. среди ряда естественной радиоактивности урана (подробнее об этом см. обзоры /Но, J"Lb/ Д.Сциллард и Т.Чалмерс в 1934 г. нашли три радиоактивных периода после облучения нейтронами естественной смеси из двух изотопов индия, но никаких объяснений этому явлению не дали. В 1935 г. среди искусственно наведенной нейтронами радиоактивности брома, состоящего из двух изотопов, И.В.Курчатов, Б.В.Курчатов, Л.В.Мысовский и Л.И.Русинов обнаружили три радионуклида с разными периодами распада \ причем, было показано, что все три периода возникают в результате ( n ,Y ) реакции. К тому же выводу пришла позже и группа Ферми (Б.Понтекорво и др., см. подробнее ). Это дало основание И.В.Курчатову "допустить существование ядер изомеров; это два изотопа с одним и тем же массовым числом, но разной структуры"/ И.В.Курчатов первым ввел в ядерную физику понятие изомеров, отвергнув конкретную модель изомеров Гамова (1934) - ядер, у которых два нейтрона заменены на протон и антипротон, - и использовав лишь термин "изомер". Изомерия была впервые надежно установлена на изомерах брома, затем количество обнаруженных изомеров начало быстро нарастать (см. /118 и обзоры /І2-І22»ІІ5»ІІб/)# к настоящему моменту известно более ста изомеров, время жизни которых превышает час, и примерно половина из них живет более суток.
