Главная >> Лекции по ядерной физике >> Коэффициент размножения на быстрых нейтронах

8.1.1. Определение ε и краткое вступление

В общих чертах картина генерации быстрых нейтронов, получаемых в делениях ядер топлива, ясна. Основной компонент топлива - ²³⁵U - делится нейтронами любых энергий - тепловыми, промежуточными и быстрыми,  но наиболее эффективно - тепловыми нейтронами, и (благодаря организованному в тепловом реакторе процессу замедления) более 97% делений ядер ²³⁵U происходит под действием тепловых нейтронов. Содержащийся в топливе ²³⁹Pu  также эффективно делится тепловыми нейтронами и слабее – эпитепловыми.
 
Совсем иное дело – уран-238: он делится под действием только быстрых (и далеко не любых быстрых) нейтронов. Пороговый характер деления ядер ²³⁸U наглядно иллюстрируется графиком зависимости  величины микросечения деления ²³⁸U от энергии нейтронов (рис.8.1).

Пороговый характер деления 238U применительно к условиям активной зоны означает и другое: быстрые нейтроны деления, рожденные в делениях ядер ²³⁵U и ²³⁹Pu под действием тепловых нейтронов и имеющие начальные энергии выше порога деления ²³⁸U, начиная замедление внутри твэлов  (а они начинают замедляться внутри твэлов), имеют возможность сталкиваться с ядрами ²³⁸U и вызывать их деления. Поэтому общее количество делений ядер топлива под действием нейтронов всех энергий увеличивается за счет делений ядер ²³⁸U быстрыми надпороговыми нейтронами. А это значит, что и общее количество быстрых нейтронов деления, получаемых в делениях ядер топлива тепловыми нейтронами, увеличивается за счет нейтронов, получаемых в делениях ядер ²³⁸U быстрыми надпороговыми нейтронами. Более того, общее число нейтронов деления увеличивается  и за счёт нейтронов деления, которые получены в делениях ядер ²³⁵U и ²³⁹Pu эпитепловыми нейтронами.
Поэтому общее число нейтронов деления, полученных в делениях ядер топлива только тепловыми нейтронами, увеличивается.
 
Число ε, показывающее, во сколько раз количество нейтронов деления,    полученных в делениях топлива нейтронами всех энергий, больше количества нейтронов деления, полученных в делениях ядер топлива только    тепловыми нейтронами, называется коэффициентом размножения на быстрых нейтронах.
 

В рамках одногруппового диффузионно-возрастного приближения считают, что вклад от делений ядер ²³⁵U и ²³⁹Pu эпитепловыми нейтронами невелик, и им в теоретических построениях можно пренебречь. Соглашаясь с такой версией (в конце концов, она с приличной точностью согласуется с экспериментальными результатами и качественно объясняет почти всё), мы также будем считать, что (в тепловом реакторе) увеличение общего числа нейтронов деления за счёт делений урана-235 и плутония-239 эпитепловыми нейтронами пренебрежимо мало, а увеличение общего числа быстрых нейтронов, получаемых в делениях под действием быстрых нейтронов, происходит исключительно за счёт делений урана-238.
 
Поэтому закономерен вопрос: в какой среде величина ядерной концентрации ²³⁸U наибольшая? - Ведь если уран-238 делится быстрыми надпороговыми нейтронами, то скорость его деления пропорциональна его ядерной концентрации.
Расчёт по известной формуле (N = γN_A/A) концентраций урана-238 в различных природных урансодержащих веществах показывает,  что наиболее насыщенным ядрами урана-238 веществом является природный металлический уран.
Несложно подсчитать, что ядерная концентрация ²³⁸U в природном металлическом уране составляет:

N_8м = 4.783 ^.10²² см^-3.                                            (8.1.1)
 
Расчёт величины e в многозонных ячейках реальных энергетических реакторов сложен.  Поэтому ради понимания физического смысла расчетных операций, руководствуясь известным принципом "от простого к сложному", рассмотрим процесс размножения на быстрых нейтронах вначале на простой физической модели.

СМОТРИТЕ ТАКЖЕ: