Неутронна умножение фактор

Операцията на реактора е умножение на частици - неутрони. Големината на коефициента за умножение показва как общия брой на неутроните в ядрото обем средното време на цикъл за неутронно-лечение.

Всеки неутронна участва в верижната реакция, през няколко етапа: раждане при реакцията на разпад. свободно състояние, а след това всяка загуба или предизвикателството на ново разделение и създаването на нови неутрони.

Критичното състояние на реактора, характеризиращ се с стойност 1. Ако к = к <1, то состояние делящегося вещества считается подкритическим. а цепная реакция быстро затухает. В случае, если в начале процесса свободных нейтронов не было, цепная реакция не может возникнуть вообще. Состояние вещества, когда k> 1, се нарича суперкритичен. и реакцията на верига увеличава бързо. Този процес продължава докато по някаква причина к се редуцира до 1 или по-малко.

В реални вещества тежки ядра могат да се делят спонтанно, така че малко количество свободни неутрони е винаги там, и реакции на късоверижни случват в делящ се материал постоянно. Също така, тези реакции могат да бъдат управлявани от частици, идващи от пространство. Поради тази причина, веднага след като к е по-голямо от единица, например, постигната критична маса. веднага започна процес на лавина развитие на верижна реакция.

Контролирано ядрено делене верижна реакция се използва в ядрените реактори. По време на работа на ядрен материал на реактора се поддържа в критично състояние чрез въвеждане на допълнителни количества от активната зона на ядрен материал или увеличаване на обема на вещества, които абсорбират неутрони. Част на реактора, в които освобождаването на енергия от процеса на реакции ядрено делене верига, наречена сърцевината.

Привеждане коефициентът за единство се постига чрез регулиране на баланса на нови неутрони и техните загуби. При загубата тук се отнася до случаите, когато неутрон не предизвиква ново разделение. Загубата може да възникне по два начина - на изхода на неутрона извън ядрен материал или абсорбцията без разделяне. Изтичане неутрони от сърцевината зависи от неговата форма и конструкция, докато загубата на съотношението на поглъщане от състава и количеството на веществата. В природата, има и β-разпад на неутрони, но може да бъде пренебрегнато поради дългия живот на свободната неутрона (≈10³ е) в сравнение с време цикъл на неутрона в активната зона на реактора.

По този начин, понятията к = 1 се разделя на 2 части:

Определяне безкраен коефициент в sredek0 при условие, че загубата на неутрони извън делящ се материал не се случи. Ако k0 е по-малко от един, след това самоподдържаща се верижна реакция в тази среда е невъзможно по принцип;
Поради ограничения размер на действителната активната зона на реактора, тъй като окончателното определяне на средни загубите на неутрони са повече от безкраен.

Така, ако k0> 1, тогава винаги има размер на ограничен размер, който може да бъде постигнато от състоянието

където w е вероятността да се избегне изтичане на неутрони от крайния обем. Фракцията на неутрони загубиха от изтичане, ще бъде равен на 1-вата Тъй w зависи от геометричните размери на зоната (по-малко от крайния обем, чрез което може да се появи по-малката площ на повърхността на изтичане) когато k0> 1 винаги е възможно да се избере размери на сърцевината, в която к = 1. размери, отговарящи на това условие, Те призоваха критичен размер. и масата на ядрен материал в критичен обем - критична маса.

От друга страна, когато известни размери на сърцевината (и, съответно, т), проблемът за изчисляване на параметрите на реактора се намалява до определяне на състава на средата с необходимата k0.

Развитие на реакцията на разпад на веригата по време

Промяна на броя на неутроните в реактора може да бъде некритични от формулата:

където τ - време неутронна цикъл.

Това означава, че ако в някакъв момент от време в реактора е н неутрони, а след т по чрез техния брой ще бъдат Кн. и разликата ще бъде (к п - п) = N (к - 1).

Разтворът на уравнение (2) дава зависимостта на броя на неутроните от времето

където n0 - брой неутрони по време Т = 0.

Реакторът

при експлозията

Ако вземете чист делящи се материали, за които цикълът на неутрони, е от порядъка на 10 -8 сек. Например, за уран и к = 1,1 брой неутрони ще се увеличи 10 26 пъти по време на т време. че след само 6 микросекунди след началото на реакцията съответства на разделянето на около 40 кг уран за единица време неутронна цикъл, както и за всички да са 6 мсек над 400 кг. Такава моментално освобождаване на енергия е ядрена експлозия. Енергията, освободена при деленето на 1 кг уран е равна на енергията, генерирана от експлозията на 20,000 тона TNT TNT.

Разглеждане на 235 U делене топлинни неутрони. В резултат на това разделение се появява н следващото поколение на бързи неутрони. Приблизително половината от тези неутрони има енергия, необходима за разделяне повикване 238 U. ядро, което води до около 2.8 нови бързи неутрони. Фактор, показващ колко пъти увеличава броя на 235 U делене неутрони поради допълнителната 238 U делене, наречен коефициент размножаването на бързи неутрони.

Като цяло, развитието на верижна реакция също така предотвратява улавяне резонанс неутрони, характеризиращ се с количество, наречен вероятността резонанс изпускане на улавяне. При улавяне на неутрони резонанс възниква ядро абсорбция без последващо разцепване на атом. Обикновено резонанс улавяне се случва в материалите, различни от основната продукти на делене, така че наличието на такива материали се опитват да сведат до минимум. Въпреки това, за да се избегне напълно, не е възможно, тъй като е невъзможно да се изключи, например, наличието на 238 U, влиза в реактора заедно с 235 U. Също така по време на работа на работа на реактора достатъчно други вещества, които имат значително улавяне резонанс, например 239 Pu. и след това 240 Pu.

Бързо и междинни неутрони се абсорбират слабо от ядрата на атомите. Единственото изключение е усвояването в ниско разположените резонансите ядра на средни и големи масови числа. Въпреки факта, че ширината на резонанс D е много по-малко от средната енергия при намаляване на скоростта Reset ξE повечето от забавяне надолу неутрони никога не е енергия, която съвпада с енергията резонанс на усвояването на резонанс тя все още е значителен. Това се дължи на много големи стойности на напречните сечения за улавяне на резонансни енергии, както и намаляване на отрицателното ускорение ξE определяне F се увеличи плътността на потока при ниски енергии.

Ако няма течове, всички топлинни неутрони се абсорбират от ядрата на атомите на средата в сърцевината. Това се дължи отчасти на улавяне резонанс отчасти делене на 235 U. Защото в хетерогенни реактори съотношението на тези стойности зависи значително от пространството в единичната клетка, където се определят тези параметри, фракцията на неутроните абсорбира вещество се определя с помощта на топлинен коефициент θ, част от тези неутрони , причинена в този участък 235 U, е означена с х. Лесно е да се види, че следващото поколение на неутрони, генерирани само от тази стойност.

Формулата на четирите фактори

Да предположим, че в резултат на всяка дивизия се разпределят средните ню бързи неутрони. Така след време неутронния цикъл, п неутрони nμφθxν превръщат в следващото поколение на неутрони. По този начин, по дефиниция:

В реалните изчисления, стойността на х не се използва самостоятелно. Вместо това, той използва формулата

което е броят на вторичните неутрони на един топлинен неутрон се абсорбира в материала на гориво. С това каза, в k0 термичен реактор може да се намери като:

Това се нарича формула четири фактори.

Климов A. физика N. ядрена и ядрени реактори. М. Atomizdat. 1971.
Левин В. Д. ядрена физика и ядрените реактори. 4-то издание. - М. Atomizdat. 1979.
Petunin VP Teploenergetika ядрени инсталации М. Atomizdat. 1960.