Factorul de multiplicare Neutron

Funcționarea reactorului este multiplicarea particulelor - neutroni. Magnitudinea factorului de multiplicare arată modul în care numărul total de neutroni în timpul ciclului de volumul mediu de bază pentru neutroni-tratament.

Fiecare neutron implicat în reacție în lanț, prin mai multe etape: naștere în reacția de fisiune. stat liber, atunci fie pierderea sau provocarea unei noi diviziuni și crearea de noi neutroni.

Starea critică a reactorului caracterizat prin valoarea 1. Dacă k = k <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, se numește supercritic. și reacția în lanț crește rapid. Acest proces continuă până când, din orice motiv k este redus la 1 sau mai puțin.

Etapizate reale nuclee grele se pot împărți în mod spontan, astfel încât o cantitate mică de neutroni liberi este întotdeauna acolo, și reacții în lanț scurt apar în materialul fisionabil constant. De asemenea, astfel de reacții pot fi conduse de particule provenind din spațiu. Din acest motiv, de îndată ce k este mai mare decât unitatea, de exemplu, a atins masa critică. a început imediat procesul de dezvoltare avalanșă de o reacție în lanț.

reacție în lanț de fisiune nucleară controlată este utilizat în reactoarele nucleare. În timpul funcționării, materialul fisionabil al reactorului este menținut în stare critică prin introducerea unor cantități suplimentare de zona activă a materialului fisionabil sau creșterea volumului de substanțe care absorb neutroni. O parte a reactorului, în care eliberarea de energie din procesul de reacții în lanț de fisiune nucleară, denumit miez.

Aducerea factorului de multiplicare în unitate se realizează prin reglarea echilibrului de noi neutroni și pierderile lor. Sub pierderea de aici se referă la un caz în care un neutron nu produce o nouă divizie. Pierderea poate avea loc în două moduri - ieșirea neutronului dincolo de materialul fisionabil sau absorbția fără diviziune. neutronii de scurgeri din miez depinde de forma și construcția sa, în timp ce pierderea în raportul de absorbție determinat prin compoziția și cantitatea de substanțe. În natură, există și o β-dezintegrare de neutroni, dar poate fi neglijată din cauza duratei lungi de viață neutronului liber (≈10³ e) în raport cu ciclul de timp neutronului în miezul reactorului.

Astfel, definiția termenilor k = 1 este împărțit în 2 părți:

Determinarea factorului de multiplicare infinit în sredek0, cu condiția ca pierderea de neutroni în afara materialului fisionabil nu se produce. Dacă K0 este mai mică decât una, apoi o reacție în lanț autoîntreținută în acest mediu este imposibil, în principiu;
Având în vedere dimensiunea limitată a miezului reactorului real, deoarece determinarea finală a pierderilor medii de neutroni sunt mai mult decât infinit.

Astfel, dacă k0> 1, atunci există întotdeauna cantitatea de mărime finită, care poate fi obținută prin condiția

unde w este probabilitatea de a evita scurgerea de neutroni din volumul final. Fracțiunea de neutroni pierdute prin scurgere, va fi egală cu 1-w. Deoarece w depinde de dimensiunile geometrice ale zonei (mai mică decât volumul final, mai mică suprafața prin care se pot produce scurgeri) atunci când k0> 1 este întotdeauna posibil să se aleagă dimensiunile miezului, în care k = 1. Dimensiunile corespunzătoare acestei condiții, Ei au numit dimensiune critică. și masa de material fisionabil în volumul critic - o masă critică.

Pe de altă parte, atunci când dimensiunile cunoscute ale miezului (și, în consecință, w), problema calculării parametrilor reactorului se reduce la determinarea compoziției mediului cu k0 necesară.

Dezvoltarea reacției de fisiune în lanț în timpul

Modificarea numărului de neutroni în reactor poate fi non-critice din formula:

în cazul în care τ - ciclu de neutroni timp.

Adică, în cazul în care, la un moment dat în timp, în reactor este n neutroni, atunci τ prin numărul lor va fi kn. iar diferența va fi (k n - n) = n (k - 1).

Soluția ecuației (2) dă dependența numărului de neutroni din momentul

unde n0 - numărul de neutroni la momentul t = 0.

reactorul

în explozie

Dacă luați material fisionabil pur, pentru care ciclul de neutroni este de ordinul a 10 -8 sec. De exemplu, pentru uraniu și k = 1,1 numărul de neutroni va crește de 10 de 26 de ori în timpul τ timp. că, după numai 6 microsecunde după începerea reacției corespunde diviziunii aproximativ 40 kg de uraniu per ciclu de timp unitate de neutroni, și pentru toți să fie de 6 msec peste 400 kg. O astfel de eliberare de energie instantanee este o explozie nucleară. Energia eliberată în fisiunea de 1 kg de uraniu este egală cu energia generată de explozia de 20.000 de tone de TNT TNT.

Să considerăm neutronilor termici 235 U de fisiune. Ca urmare, această divizare apare n următoarea generație de neutroni rapizi. Aproximativ jumătate dintre acești neutroni are o energie necesară pentru divizia de apel 238 U. nucleu care are ca rezultat aproximativ 2,8 noi neutroni rapizi. Factorul care arată modul în care de multe ori crește numărul de 235 de neutroni de fisiune U datorită suplimentare 238 U fisiune, numit multiplicarea coeficientul de neutroni rapizi.

În general, dezvoltarea unei reacții în lanț previne, de asemenea, captarea de rezonanță cu neutroni, caracterizat printr-o cantitate numită probabilitatea de rezonanță evadarea de captare. Când captura de rezonanță cu neutroni are loc miez de absorbție, fără fisiune ulterioară a unui atom. De obicei, rezonanță de captare are loc la altul decât materialul fisionabil primar materiale, astfel încât prezența unor astfel de materiale să încerce să reducă la minimum. Cu toate acestea, pentru a evita complet, este imposibil, deoarece este imposibil să se excludă, de exemplu, prezența de 238 U, intră în reactor împreună cu 235 U. De asemenea, în timpul lucrului funcționării reactorului suficient de alte substanțe cu o captură de rezonanță marcată, de exemplu, 239 Pu. și apoi 240 Pu.

neutroni rapizi și intermediare sunt slab absorbite de nucleele atomilor. Singura excepție este absorbția în rezonante joase ale nucleelor de numere de masă medii și mari. În ciuda faptului că lățimea de rezonanță D este mult mai mică decât energia medie în timpul decelerării Reset ξE majoritatea neutronilor încetinire nu are energie, care coincide cu energia de rezonanță a absorbției de rezonanță este încă semnificativă. Acest lucru se datorează valori foarte mari ale unor secțiuni transversale de captare la energii de rezonanță, precum și o scădere a decelerație ξE definirea F crește densitatea de flux la energii joase.

Dacă nu există scurgeri de toate neutronilor termici sunt absorbite de nucleele atomilor din mediul în miez. Aceasta se datorează parțial la o captare de rezonanță parțial fisiunea 235 U. Deoarece în reactoare eterogene raportul dintre aceste valori depinde în mare măsură spațiul în celula unitate, în cazul în care se determină acești parametri, fracțiunea de neutroni absorbit substanță se determină cu ajutorul unui θ coeficient termic, o parte a acestor neutroni , cauzat în această divizare 235 U, este notat cu x. Este ușor de văzut că următoarea generație de neutroni generat numai de această valoare.

Formula patru factori

Să presupunem că, ca urmare a fiecărei divizii se alocă medii neutroni rapizi vA. Astfel, după timpul ciclului de neutroni, n neutroni nμφθxν transforma in urmatoarea generatie de neutroni. Astfel, prin definiție:

În calculele reale, valoarea lui x nu este utilizată în mod independent. In schimb, se folosește formula

care este numărul de neutroni secundari pe un neutron termic este absorbit în materialul combustibil. Acestea fiind spuse, într-un k0 reactor termic poate fi găsit ca:

Se numește formula de patru factori.

Klimov A. N. fizica nucleară și reactoare nucleare. M. Atomizdat. 1971.
Levin V. E. Fizică nucleară și reactoare nucleare. 4a ed. - M. Atomizdat. 1979.
instalațiile nucleare Petunin VP Teploenergetika M. Atomizdat. 1960.