У загальних рисах картина генерації швидких нейтронів, що утворюються в поділах ядер палива, зрозуміла. Основний компонент палива - 235U - ділиться нейтронами будь-яких енергій - тепловими, проміжними й швидкими, але найефективніше - тепловими нейтронами, і (завдяки організованому в тепловому реакторі процесові сповільнення) понад 97% поділів ядер 235U відбувається під дією теплових нейтронів. Наявний у паливі 239Pu також ефективно ділиться тепловими нейтронами і слабше – епітепловими.
Зовсім інша справа – уран-238: він ділиться під дією лише швидких (і далеко не будь-яких швидких) нейтронів. Пороговий характер поділу ядер 238U наочно ілюструється графіком залежності величини мікроперерізу поділу 238U від енергії нейтронів (рис.8.1).
Зовсім інша справа – уран-238: він ділиться під дією лише швидких (і далеко не будь-яких швидких) нейтронів. Пороговий характер поділу ядер 238U наочно ілюструється графіком залежності величини мікроперерізу поділу 238U від енергії нейтронів (рис.8.1).
Зображення
Пороговий характер поділу 238U стосовно умов активної зони означає й інше: швидкі нейтрони поділу, народжені в поділах ядер 235U і 239Pu під дією теплових нейтронів і такі, що мають початкові енергії вище порога поділу 238U, починаючи сповільнення всередині твелів (а вони починають сповільнюватися всередині твелів), мають змогу зіштовхуватися з ядрами 238U і спричиняти їхні поділи. Тому загальна кількість поділів ядер палива під дією нейтронів усіх енергій збільшується за рахунок поділів ядер 238U швидкими надпороговими нейтронами. А це означає, що й загальна кількість швидких нейтронів поділу, які утворюються в поділах ядер палива тепловими нейтронами, збільшується за рахунок нейтронів, що утворюються в поділах ядер 238U швидкими надпороговими нейтронами. Більше того, загальне число нейтронів поділу збільшується і за рахунок нейтронів поділу, які одержано в поділах ядер 235U і 239Pu епітепловими нейтронами.
Тому загальне число нейтронів поділу, одержаних у поділах ядер палива лише тепловими нейтронами, збільшується.
Число ε, що показує, у скільки разів кількість нейтронів поділу, одержаних у поділах палива нейтронами всіх енергій, більша за кількість нейтронів поділу, одержаних у поділах ядер палива лише тепловими нейтронами, називається коефіцієнтом розмноження на швидких нейтронах.
У рамках одногрупового дифузійно-вікового наближення вважають, що внесок від поділів ядер 235U і 239Pu епітепловими нейтронами невеликий, і ним у теоретичних побудовах можна знехтувати. Погоджуючись з такою версією (зрештою, вона з пристойною точністю узгоджується з експериментальними результатами й якісно пояснює майже все), ми також уважатимемо, що (в тепловому реакторі) збільшення загального числа нейтронів поділу за рахунок поділів урану-235 і плутонію-239 епітепловими нейтронами нехтовно мале, а збільшення загального числа швидких нейтронів, що утворюються в поділах під дією швидких нейтронів, відбувається винятково за рахунок поділів урану-238.
Тому закономірне питання: у якому середовищі величина ядерної концентрації 238U найбільша? - Адже якщо уран-238 ділиться швидкими надпороговими нейтронами, то швидкість його поділу пропорційна його ядерній концентрації.
Розрахунок за відомою формулою (N = γNA/A) концентрацій урану-238 у різних природних уранвмісних речовинах показує, що найбільш насиченою ядрами урану-238 речовиною є природний металевий уран.
Неважко підрахувати, що ядерна концентрація 238U у природному металевому урані становить:
N8м = 4.783 .1022 см-3. (8.1.1)
Розрахунок величини e в багатозонних комірках реальних енергетичних реакторів складний. Тому задля розуміння фізичного змісту розрахункових операцій, керуючись відомим принципом "від простого до складного", розглянемо процес розмноження на швидких нейтронах спочатку на простій фізичній моделі.
Тому загальне число нейтронів поділу, одержаних у поділах ядер палива лише тепловими нейтронами, збільшується.
Число ε, що показує, у скільки разів кількість нейтронів поділу, одержаних у поділах палива нейтронами всіх енергій, більша за кількість нейтронів поділу, одержаних у поділах ядер палива лише тепловими нейтронами, називається коефіцієнтом розмноження на швидких нейтронах.
У рамках одногрупового дифузійно-вікового наближення вважають, що внесок від поділів ядер 235U і 239Pu епітепловими нейтронами невеликий, і ним у теоретичних побудовах можна знехтувати. Погоджуючись з такою версією (зрештою, вона з пристойною точністю узгоджується з експериментальними результатами й якісно пояснює майже все), ми також уважатимемо, що (в тепловому реакторі) збільшення загального числа нейтронів поділу за рахунок поділів урану-235 і плутонію-239 епітепловими нейтронами нехтовно мале, а збільшення загального числа швидких нейтронів, що утворюються в поділах під дією швидких нейтронів, відбувається винятково за рахунок поділів урану-238.
Тому закономірне питання: у якому середовищі величина ядерної концентрації 238U найбільша? - Адже якщо уран-238 ділиться швидкими надпороговими нейтронами, то швидкість його поділу пропорційна його ядерній концентрації.
Розрахунок за відомою формулою (N = γNA/A) концентрацій урану-238 у різних природних уранвмісних речовинах показує, що найбільш насиченою ядрами урану-238 речовиною є природний металевий уран.
Неважко підрахувати, що ядерна концентрація 238U у природному металевому урані становить:
N8м = 4.783 .1022 см-3. (8.1.1)
Розрахунок величини e в багатозонних комірках реальних енергетичних реакторів складний. Тому задля розуміння фізичного змісту розрахункових операцій, керуючись відомим принципом "від простого до складного", розглянемо процес розмноження на швидких нейтронах спочатку на простій фізичній моделі.