Коэффициент размножения нейтронов

Ядерный реактор[править]

Основная статья: Ядерный реактор

Достижение критического состояния представляет наибольший интерес с точки зрения получения контролируемого источника энергии. В критическом состоянии число нейтронов не меняется во времени. Следовательно, число актов деления в единицу времени, а значит, и энерговыделение постоянны. Абсолютная величина энерговыделения при этом может быть установлена в любое значение с помощью системы управления цепной реакцией. Вблизи критического состояния допускается небольшое и несложно осуществимое превышение k над единицей. Введение в размножающую среду дополнительного количества делящегося материала приводит к избыточному размножению цепей реакций, т. е. сопровождается повышением k. Напротив, введение поглотителя нейтронов увеличивает число обрывов цепей и снижает k. Кроме того, возможно применение веществ — отражателей нейтронов, перемещение которых вблизи размножающей среды уменьшает или увеличивает потери нейтронов из-за утечки, что также изменяет число обрывов цепей. Манипуляции указанными элементами управления позволяют начинать цепную реакцию, достигать любой уровень мощности, поддерживать стационарный режим в критическом состоянии и прекращать цепной процесс. Установка с контролируемой цепной реакцией деления и представляет собой ядерный реактор. Та часть реактора, которая содержит делящийся материал и собственно в которой протекает цепная самоподдерживающаяся реакция деления, называется активной зоной реактора.

Применение размножения нейтронов в ядерном оружии

Ядерное оружие деления требует массы делящегося топлива, которое быстро становится сверхкритическим.

Для данной массы делящегося материала значение k можно увеличить за счет увеличения плотности. Поскольку вероятность столкновения нейтрона с ядром на пройденное расстояние пропорциональна плотности материала, увеличение плотности делящегося материала может увеличить k . Эта концепция используется в ядерного оружия. В этих устройствах ядерная цепная реакция начинается после увеличения плотности делящегося материала с помощью обычного взрывчатого вещества.

В оружии деления пушечного типа два подкритических куска топлива быстро сближаются. Значение k для комбинации двух масс всегда больше, чем у его составляющих. Величина разницы зависит от расстояния, а также от физической ориентации.

Значение k также можно увеличить, используя отражатель нейтронов, окружающий делящийся материал.

Как только масса топлива становится сверхкритической, мощность увеличивается экспоненциально. Однако экспоненциальное увеличение мощности не может продолжаться долго, поскольку k уменьшается, когда количество оставшегося делящегося материала уменьшается (т. Е. Он потребляется в результате деления). Кроме того, ожидается, что во время взрыва изменится геометрия и плотность, поскольку оставшийся делящийся материал разорвется на части от взрыва.

Преддетонация

Если два куска подкритического материала не собрать вместе достаточно быстро, может произойти ядерная предварительная детонация, в результате чего меньший взрыв, чем ожидалось, разнесет основную массу материала на части. См. Fizzle (ядерное испытание)

Детонация ядерного оружия предполагает очень быстрое приведение расщепляющегося материала в оптимальное сверхкритическое состояние. Во время части этого процесса сборка находится в сверхкритическом состоянии, но еще не в оптимальном состоянии для цепной реакции. Свободные нейтроны, в частности от спонтанного деления , могут вызвать в устройстве предварительную цепную реакцию, которая разрушает делящийся материал до того, как он будет готов произвести большой взрыв, который известен как преддетонация .

Чтобы сохранить низкую вероятность преддонации, продолжительность неоптимального периода сборки сводится к минимуму, и используются делящиеся и другие материалы, которые имеют низкие скорости спонтанного деления. Фактически, комбинация материалов должна быть такой, чтобы маловероятно, что будет даже единичное спонтанное деление в период сверхкритической сборки. В частности, пистолетный метод нельзя использовать с плутонием (см. Конструкцию ядерного оружия ).

Критические параметры[править]

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды. Вклад в потери процесса β-распада нейтрона пренебрежимо мал из-за очень большой разницы между временем нейтронного цикла в реакторе (<10−3 сек) и временем жизни свободного нейтрона (≈103 сек). Конкуренция между процессами деления и радиационного захвата прежде всего определяется соотношением количеств делящегося и других материалов в активной зоне реактора. Утечка же нейтронов, в первую очередь, зависит от размеров и геометрической формы активной зоны. По этой причине задача определения условий, при которых k=1, обычно разбивается на две части — сначала определяется коэффициент размножения в среде без утечки. Отсутствие утечки означает бесконечно большой объём вещества, а соответствующий ему коэффициент размножения называется коэффициентом размножения в бесконечной среде k. Очевидно, что k < k, поскольку в конечном объёме вследствие утечки, потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

Если k > 1, то всегда существует объём конечных размеров, в котором может быть достигнуто условие
$$k = k_0w = 1\!$$    (1),

где w есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объема. Доля потерянных вследствие утечки нейтронов при этом равна 1−w. Число w зависит от геометрических размеров и может быть как угодно мало при уменьшении объёма активной зоны. В самом деле, поскольку любая единица объёма вещества поглощает нейтроны, то число поглощений пропорционально объёму, или R3эфф, где Rэфф — эффективный линейный размер тела. Утечка нейтронов происходит только через поверхность тела, и поэтому число ушедших из конечного объема нейтронов пропорционально поверхности тела, или ~R2эфф. Поэтому соотношение между поглощением и утечкой, пропорциональное R3эфф/R2эфф=Rэфф снижается при уменьшении объёма тела и стремится к нулю при Rэфф→0. При этом и w→0. Значит, в случае k > 1 условие (1) всегда может быть выполнено. Геометрические размеры активной зоны, которым соответствует k = 1, называются критическими размерами. Соответствующий объем активной зоны также называется критическим, а масса делящегося материала в критическом объеме — критической массой. Определение критических параметров размножающих сред составляет основную физическую задачу ядерного реактора, а необходимый при получении k = 1 расчет фактора w в (1) связан с решением задачи о диффузии нейтронов в веществе реактора. В заданном объеме с известным w критическое состояние может быть достигнуто также путем подбора состава среды с необходимым k. Относительная концентрация делящегося материала, в активной зоне реактора, обращающая (1) в единицу, также называется критической.

Гомогенный реактор

Замедлитель и ядерное топливо в гомогенной активной зоне облучаются потоками тепловых нейтронов одинаковой плотности φ. Если принять, что гомогенная смесь состоит из замедлителя и ядерного топлива (урана), то влияние на коэффициент использования тепловых нейтронов θ таких параметров как разбавление урана замедлителем, обогащение урана и температура нейтронов будет следующим:

Количество тепловых нейтронов, поглощённых за 1 с в единице объёма гомогенной смеси:

Σaφ=(ΣЗa+ΣUa)φ, где

φ — нейтронный поток
Σa — макроскопическое сечение поглощения смеси;
ΣЗa — макроскопическое сечение поглощения замедлителя;
ΣUa — макроскопическое сечение поглощения урана.

Таким образом, коэффициент θ равен доле тепловых нейтронов, поглощённых в уране:

θ=ΣUaφ/Σaφ=ΣUa/(ΣUa+ΣЗa).

Если заменить макроскопические сечения микроскопическими по формуле Σi=Nσi, получим последнее выражение в виде

θ=11+N3σa3NUσaU{\displaystyle \theta ={\frac {1}{1+N_{3}\sigma _{a}^{3}/N_{U}\sigma _{a}^{U}}}}

Из анализа формулы следует три вывода:

  1. коэффициент θ гомогенной смеси не зависит от скорости нейтронов v, а значит, и от температуры нейтронов Tn, если сечение поглощения σa всех компонентов смеси подчиняется закону 1/v;
  2. с увеличением концентрации урана в смеси коэффициент θ стремится к единице. Наоборот, разбавление урана замедлителем ведёт к уменьшению коэффициента θ
  3. с повышением обогащения урана возрастают сечение поглощения σUa и коэффициент θ.

Общие сведения[править]

Поскольку каждая новая цепь начинается одной частицей, то размножение цепей есть размножение частиц. Величина коэффициента размножения показывает — увеличивается, убывает или остается неизменным полное число нейтронов в реагирующем объёме по прошествии среднего времени цикла обращения нейтрона.

Каждый нейтрон, участвующий в цепном процессе, претерпевает цикл обращения: рождается в реакции деления, некоторое время существует в свободном состоянии, затем либо теряется, либо порождает новый акт деления и даёт нейтроны следующего поколения. Сменяющиеся поколения нейтронов разделены актами деления.

Критическое состояние характеризуется условием k = 1. При k < 1 состояние вещества называется подкритическим и цепная реакция быстро затухает, если в начальный момент в среде существовало какое-то число нейтронов, а если в начальный момент нейтронов не было, то цепная реакция вообще невозможна. В надкритическом состоянии k > 1 и цепная реакция лавинообразно нарастает до тех пор, пока в силу каких-либо причин не станет k < 1. Поскольку тяжёлые ядра могут делиться самопроизвольно, то какое-то малое число нейтронов всегда присутствует в среде, включающей тяжёлые нуклиды, а значит, всегда находится первый нейтрон, начинающий цепной процесс. Кроме того, свободные нейтроны появляются повсюду как продукты ядерных реакций, возбуждаемых космическими частицами, так что при достижении состояния с k > 1 цепная реакция деления начинается сама по себе и немедленно.

Формула четырёх сомножителей

Пусть в результате каждого деления выделяется в среднем ν быстрых нейтронов. Таким образом, по прошествии времени нейтронного цикла, n нейтронов превратится в nμφθxν нейтронов следующего поколения. Таким образом, по определению:

k=μϕθxν{\displaystyle k_{0}=\mu \phi \theta x\nu }

В реальных расчетах величина х самостоятельно не употребляется. Вместо неё используется формула

η=νx{\displaystyle \eta =\nu x},

которая представляет собой число вторичных нейтронов, приходящихся на один поглощённый тепловой нейтрон в материале топлива. С учетом сказанного, в тепловом реакторе k можно найти как:

k=μϕθη{\displaystyle k_{0}=\mu \phi \theta \eta },

которая называется формулой четырёх сомножителей.

Коэффициент — размножение — нейтрон

Коэффициент размножения нейтронов и, , характеризует среднее число новых тепловых нейтронов, образующихся из одного теплового нейтрона в реакторе бесконечных размеров.

Коэффициент размножения нейтронов для чистых активно делящихся веществ, так же как и для активной зоны ядерного реактора, зависит прежде всего от числа нейтронов, испускаемых в среднем при каждом акте деления ядра, продолжительность которого не превышает 10 13 сек. Эти нейтроны называют мгновенными, в отличие от запаздывающих, испускаемых осколочными ядрами через некоторое время ( от долей секунды до нескольких секунд) после деления первоначального ядра. Число запаздывающих нейтронов не превосходит 1 % числа мгновенных нейтронов. В развитии цепного процесса при атомном взрыве запаздывающие нейтроны не играют роли ( так как атомный взрыв происходит в миллионные доли секунды), но при стабилизации цепного процесса в ядерном реакторе их роль весьма существенна.

Коэффициент размножения нейтронов ( мультипликационный фактор) показывает, во сколько раз каждое следующее поколение нейтронов превосходит предыдущее по численности.

Коэффициентом размножения нейтронов k называется отношение числа нейтронов, возникающих в некотором звене реакции, к числу таких нейтронов в предшествующем звене. Практическая возможность существования цепных реакций деления до-кгзана развитием ядерной энергетики областью техники, в которой созданы различные типы ядерных реакторов — устройств, где реализованы управляемые пенные реакции.

Коэффициентом размножения нейтронов fc, называют отношение числа активных нейтронов, получившихся в результате деления N, к числу нейтронов, вызвавших деление N. Активными называют нейтроны, вызывающие деление ядер.

Коэффициентом размножения нейтронов k называется отношение числа нейтронов, возникающих в некотором звене реакции, к числу таких нейтронов в предшествующем звене. Практическая возможность существования цепных реакций деления доказана развитием ядерной энергетики — областью техники, в которой созданы различные типы ядерных реакторов — устройств, где реализованы управляемые цепные реакции.

Значение коэффициента размножения нейтронов зависит от ряда факторов.

Аналогично определяется коэффициент размножения нейтронов в физической системе / с, который является характеристикой конкретной ядерной установки. Пусть в первом поколении будет N нейтронов, тогда в гг-м поколении их число будет равно Nkn. При k 1 цепная реакция идет стационарно, при k 1 реакция затухает, при k 1 реакция нарастает.

Для увеличения коэффициента размножения нейтронов применяют замедлители ( графит, тяжелая вода), сталкиваясь с ядрами которого нейтроны гасят свою скорость, т.е. переходят в разряд медленных.

Для стационарного течения цепной реакции коэффициент размножения нейтронов должен t) biTb равен единице. Это равенство необходимо поддерживать с большой точностью.

Развитие цепной реакции зависит от коэффициента размножения нейтронов. Теоретически можно рассчитать значение этого коэффициента / С0 для случая системы бесконечно больших размеров.

Развитие цепной реакции зависит от коэффициента размножения нейтронов. Теоретически можно рассчитать значение этого коэффициента / для случая системы бесконечно больших размеров.

Коэффициент размножения нейтронов Кт

На рис. 13.3.5 представлена зависимость коэффициента размножения нейтронов K — mi от выгорания топлива с обогащением 6 5 % по 235U при разных концентрациях оксида гадолиния.

Это условие будет выполнено, если коэффициент размножения нейтронов k больше или равен единице. Коэффициентом размножения нейтронов называют отношение числа нейтронов в каком-либо поколении к числу нейтронов предшествующего поколения. Под сменой поколений понимают деление ядер, при котором поглощаются нейтроны старого поколения и рождаются новые-нейтроны.

История

Химические цепные реакции были впервые предложены немецким химиком Максом Боденштейном в 1913 году и были достаточно хорошо изучены до того, как были предложены ядерные цепные реакции. Было понятно, что цепные химические реакции ответственны за экспоненциально увеличивающиеся скорости реакций, например, возникающих при химических взрывах.

Как сообщается, концепция ядерной цепной реакции была впервые выдвинута венгерским ученым Лео Сцилардом 12 сентября 1933 года. В то утро Сцилард читал в лондонской газете об эксперименте, в котором протоны из ускорителя использовались для расщепления лития-7 на альфа-частицы, и тот факт, что в результате реакции было произведено гораздо большее количество энергии, чем поставляемый протон. Эрнест Резерфорд отметил в статье, что неэффективность процесса не позволяет использовать его для производства электроэнергии. Однако нейтрон был открыт незадолго до этого в 1932 году как продукт ядерной реакции. Сцилард, получивший образование инженера и физика, соединил в уме два результата ядерных экспериментов и понял, что если ядерная реакция производит нейтроны, которые затем вызывают дальнейшие аналогичные ядерные реакции, процесс может быть самовоспроизводящейся ядерной цепочкой. -реакция, спонтанно производящая новые изотопы и мощность без протонов или ускорителя. Сцилард, однако, не предлагал деление в качестве механизма своей цепной реакции, поскольку реакция деления еще не была обнаружена или даже подозревалась. Вместо этого Сцилард предложил использовать смеси более легких известных изотопов, которые производят нейтроны в больших количествах. В следующем году он подал патент на свою идею простого ядерного реактора.

В 1936 году Сцилард попытался создать цепную реакцию с использованием бериллия и индия , но безуспешно. Ядерное деление было открыто Отто Ганом и Фрицем Штрассманном в декабре 1938 года и теоретически объяснено в январе 1939 года Лизой Мейтнер и ее племянником Отто Робертом Фришем . Несколькими месяцами позже Фредерик Жолио-Кюри , Х. фон Халбан и Л. Коварски в Париже искали и открыли размножение нейтронов в уране, доказав, что ядерная цепная реакция по этому механизму действительно возможна.

4 мая 1939 года Жолио-Кюри, Халбан и Коварски подали три патента. Первые два описывали производство энергии с помощью ядерной цепной реакции, последний, названный Perfectionnement aux charge explosives, был первым патентом на атомную бомбу и зарегистрирован как патент № 445686 Caisse nationale de Recherche Scientifique .

Параллельно Сцилард и Энрико Ферми из Нью-Йорка провели такой же анализ. Это открытие привело к письму Сциларда за подписью Альберта Эйнштейна президенту Франклину Д. Рузвельту , предупреждающему о возможности того, что нацистская Германия могла бы попытаться создать атомную бомбу.

2 декабря 1942 года группа во главе с Ферми (включая Сциларда) произвела первую искусственную самоподдерживающуюся ядерную цепную реакцию с экспериментальным реактором Chicago Pile-1 (CP-1) на площадке для игры в ракетки под трибунами Stagg Field в Чикагский университет . Эксперименты Ферми в Чикагском университете были частью Arthur H. Compton «s Металлургической лаборатории в Манхэттенском проекте ; Позже лаборатория была переименована в Аргоннскую национальную лабораторию , и ей было поручено проводить исследования по использованию деления для ядерной энергии.

В 1956 году Пол Курода из Университета Арканзаса предположил, что естественный реактор деления мог когда-то существовать. Поскольку для ядерных цепных реакций могут потребоваться только природные материалы (такие как вода и уран, если в уране содержится достаточное количество 235 U), эти цепные реакции могли происходить в далеком прошлом, когда концентрации урана-235 были выше, чем сегодня, и где было правильное сочетание материалов в земной коре. Предсказание Куроды было подтверждено открытием свидетельств естественных самоподдерживающихся ядерных цепных реакций в прошлом в Окло в Габоне в сентябре 1972 года.

Основные компоненты ядерного реактора

Ядерный
реактор в целом содержит:

(А)
Активную
зону
,
состоящую из:

  • Топлива
    (делящегося или воспроизводящего). Оно
    может быть растворено или рассеяно в
    замедлителе (гомогенный реактор) или
    сконцентрировано в ТВЭЛах (гетерогенные
    реакторы).

  • Замедлителя
    и, в необходимых случаях, отражателя
    нейтронов (например, бериллий, графит,
    вода, тяжелая вода, определенные
    углеводороды, такие как дифенил или
    терфенилы).

  • Теплоносителя.
    Он служит для отвода тепла, генерируемого
    реактором (двуокись углерода, гелий,
    вода, тяжелая вода, расплавленный натрий
    или висмут, расплавленные смеси натрия
    и калия, расплавленные соли, определенные
    углеводороды и пр.).

  • Управляющих
    стержней, выполненных из материала с
    высокой способностью к поглощению
    нейтронов (например, бор, кадмий, гафний)
    или из сплавов и соединений на основе
    такого материала.

  • Трубы
    высокого давления ядерных реакторов,
    предназначенные для размещения в них
    топливных элементов и теплоносителя
    первого контура в реакторах при рабочем
    давлении, превышающем 50 атмосфер.

  • Трубы
    или сборки труб из металлического
    циркония или его сплавов, которые
    специально предназначены или подготовлены
    для использования в реакторах и в
    которых отношение по весу гафния к
    цирконию меньше чем 1:500.

(Б)
Механическую
структуру
(например,
металлический корпус реактора, машины
для загрузки и выгрузки топливных
элементов, трубопроводы для транспортировки
теплоносителя, клапаны, механизм
установки управляющих стержней и пр.).

(В)
Измерительные, контрольные и управляющие
приборы
(например,
детекторы нейтронов, ионизационные
камеры, термопары, телекамеры, манометры
или расходомеры).

(Г)
Тепловых и биологических экраны
(из
стали, бетона, свинца и пр.).

Управление цепной ядерной реакцией деления. Суз

Чтобы
управлять ядерным реактором, нужно
иметь возможность регулировать
коэффициент размножения нейтронов k.
При k
=
1 (критический реактор) имеет место
стационарная цепная реакция с постоянной
интенсивностью. При k
>
1 (надкритический реактор) интенсивность
процесса нарастает, а при k
<
1 (подкритический реактор) спадает.
Благодаря явлению запаздывающих
нейтронов время «рождения» нейтронов
увеличивается от 0,001 с до 0,1 с. Это
характерное время реакции позволяет
управлять ею управляющими стержнями
из материала, поглощающего нейтроны
(B, Cd, Hf, In, Eu, Gd и др.). Для обеспечения
безопасности выбирают такой режим
работы реактора, в котором для поддержания
стационарной цепной реакции необходимы
запаздывающие нейтроны в каждом
поколении. Для обеспечения заданного
уровня мощности используются управляющие
стержни и отражатели нейтронов, но
задачу управления можно значительно
упростить правильным расчетом реактора.

Система
управления и защиты (СУЗ) – это система,
предназначенная для осуществления
пуска реактора, регулирования уровня
мощности и энерговыделения реактора,
положения органов регулирования
реактивности в активной зоне, а также
для мониторинга неисправностей реактора.
Органами регулирования реактивности
являются стержни-поглотители нейтронов.

Нейтронный цикл[править]

Рассмотрение нейтронного цикла целесообразно начать с деления ядер 235U тепловыми нейтронами и появления n быстрых нейтронов очередного поколения. Поскольку около половины этих нейтронов имеют энергию выше порога деления 238U, они могут вызвать деление ядер 238U. Каждый акт деления требует затраты одного быстрого нейтрона, но в результате деления появляется в среднем 2,8 новых быстрых нейтронов, так что этот процесс приводит к умножению числа нейтронов. Величина умножения зависит от состава среды и способа размещения веществ активной зоны по её объёму. Фактор, показывающий, во сколько раз увеличивается число нейтронов деления 235U вследствие дополнительного деления 238U, называется коэффициентом размножения на быстрых нейтронах.
Быстрые и промежуточные нейтроны слабо поглощаются ядрами атомов. Исключение составляет только поглощение в низко расположенных резонансах ядер средних и больших массовых чисел. Несмотря на то что ширины резонансов Г много меньше среднего сброса энергии при замедлении ξE и большинство замедляющихся нейтронов никогда не имеет энергию, совпадающую с энергией резонансов, резонансное поглощение всё же оказывается существенным. Это объясняется как очень большими величинами сечений захвата при резонансных энергиях, так и снижением ξE при замедлении, определяющем возрастание плотности потока Ф при малых энергиях.

Поскольку резонансный захват препятствует цепной реакции, вещества с резонансным захватом в активных зонах реакторов не используются. Исключение составляет лишь 238U, который неизбежно попадает в ядерный реактор совместно с 235U. Поэтому, говоря о поглощении нейтронов при замедлении, имеют в виду прежде всего резонансный захват в 238U. В сравнении с ним поглощение при нерезонансных энергиях очень мало. В процессе работы ядерного реактора появляются и другие вещества, обладающие резонансным захватом. Из 238U в реакторах вырабатывается 239Pu, а затем 240Pu, который является пороговым нуклидом, и поэтому поглощение, в резонансах 240Pu сопровождается только радиационным захватом, как и в случае 238U. Резонансным захватом обладают и многие продукты деления, однако, наибольший вклад обычно даёт 238U.

Доля нейтронов, не поглотившихся при замедлении, учитывается фактрром φ — вероятностью избежать резонансного захвата. Уран-235 также обладает резонансным поглощением, но оно чаще ведёт к делению, чем к радиационному захвату, и, следовательно, при нём происходит умножение числа нейтронов. Однако в тепловых реакторах на естественном или слабообогащённом уране число таких делений мало в сравнении с числом делений в тепловой области и ими можно пренебречь.

Следует также отметить, что, хотя резонансный захват в 238U мешает развитию цепной реакций, он не представляет совершенно бесполезную потерю нейтронов, поскольку после поглощения ядром 238U нейтрона, не важно с какой энергией, всегда получается делящийся 239Pu. Однако такое превращение неделящегося 238U в делящийся материал возможно только по осуществлении цепной самоподдерживающейся реакции, что требует повышения k и, значит, в частности, снижения резонансного захвата.. В отсутствие утечки все замедлившиеся до тепловой энергии нейтроны поглощаются ядрами атомов среды

Одна часть нейтронов поглощается в процессе радиационного захвата, другая — с делением 235U. В гомогенных средах и та и другая части просто выражаются через сечения. В гетерогенных средах возникает особенность в распределении потока нейтронов по объёму элементарной ячейки, благодаря чему, по-разному выражается поглощение нейтронов внутри уранового блока и за его пределами. Доля нейтронов, поглощённых веществом уранового блока, определяется коэффициентом теплового использования θ, а долю нейтронов, вызвавших при поглощении в блоке деление 235U, обозначим через х. Только эта последняя величина порождает нейтроны следующего поколения.

В отсутствие утечки все замедлившиеся до тепловой энергии нейтроны поглощаются ядрами атомов среды. Одна часть нейтронов поглощается в процессе радиационного захвата, другая — с делением 235U. В гомогенных средах и та и другая части просто выражаются через сечения. В гетерогенных средах возникает особенность в распределении потока нейтронов по объёму элементарной ячейки, благодаря чему, по-разному выражается поглощение нейтронов внутри уранового блока и за его пределами. Доля нейтронов, поглощённых веществом уранового блока, определяется коэффициентом теплового использования θ, а долю нейтронов, вызвавших при поглощении в блоке деление 235U, обозначим через х. Только эта последняя величина порождает нейтроны следующего поколения.

admin
Оцените автора
( Пока оценок нет )
Добавить комментарий