Коефіцієнт використання теплових нейтронів

Коефіцієнт використання теплових нейтронів θ — параметр ланцюгової ядерної реакції, що показує, яка частка теплових нейтронів поглинається ядерним пальним.

Гомогенний реактор

Сповільнювач і ядерне паливо в гомогенній активній зоні опромінюються потоками теплових нейтронів однакової щільності φ. Якщо прийняти, що гомогенна суміш складається зі сповільнювача і ядерного палива (урану), то вплив на коефіцієнт використання теплових нейтронів θ таких параметрів як розбавлення урану сповільнювачем, збагачення урану і температура нейтронів буде таким: Кількість теплових нейтронів, поглинених за 1 с в одиниці об'єму гомогенної суміші:

Σaφ=(ΣЗaUa)φ, де

φ — нейтронний потік Σa макроскопічний переріз поглинання суміші; ΣЗa — макроскопічний переріз поглинання сповільнювача; ΣUa — макроскопічний переріз поглинання урану.

Таким чином, коефіцієнт θ дорівнює частці теплових нейтронів, поглинених в урані:

θ=ΣUaφ/Σaφ=ΣUa/(ΣUaЗa).

Якщо замінити макроскопічні перерізи мікроскопічними за формулою Σi=Nσi, отримаємо останній вираз у вигляді

З аналізу формули випливає три висновки:

  1. коефіцієнт θ гомогенної суміші не залежить від швидкості нейтронів v, а значить, і від температури нейтронів Tn, якщо переріз поглинання σa всіх компонентів суміші підкоряється закону 1/v;
  2. зі збільшенням концентрації урану в суміші коефіцієнт θ прямує до одиниці. Навпаки, розбавлення урану сповільнювачем веде до зменшення коефіцієнта θ
  3. з підвищенням збагачення урану зростають переріз поглинання σUa і коефіцієнт θ.

Гетерогенний реактор

Гетерогенна активна зона, на відміну від гомогенної, неоднорідна для теплових нейтронів, оскільки перерізу поглинання сповільнювача і матеріалу ТВЕЛу дуже відрізняються. Розглянемо зміну величини θ при переході від гомогенної системи до гетерогенної на прикладі циліндричної комірки, що складається з уранового стрижня і сповільнювача.

Швидкі нейтрони втрачають свою енергію у сповільнювачі, оскільки урановий стрижень складається тільки з важких атомів. Отже, сповільнювач є джерелом теплових нейтронів. Зі сповільнювача теплові нейтрони перетікають в урановий стрижень. Величина потоку нейтронів φ зменшується від межі комірки до її центру.

Поглинання теплових нейтронів у гетерогенному реакторі ядрами сповільнювача більше, ніж у гомогенному. Тому при однаковому складі активної зони коефіцієнт θгет гетерогенного реактора менший, ніж коефіцієнт θгом гомогенного реактора. Перехід від гомогенної системи до гетерогенної погіршує використання теплових нейтронів у ланцюговій реакції. Наприклад, у квадратній уран-графітовій решітці з кроком a=30 см і стрижнем з природного урану діаметром d=3 см відношення кількості атомів NC / NU=215, а коефіцієнт θгет=0,885. У гомогенній суміші з таким співвідношенням ядер Вуглецю і природного Урану значення θгом=0,915. В даному випадку ефективність використання теплових нейтронів при переході до гетерогенної системи знижується приблизно на 3 %.

Див. також

Література

  • Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М. Атомиздат, 1971.
  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок. М.: Атомиздат, 1960.
This article is issued from Wikipedia. The text is licensed under Creative Commons - Attribution - Sharealike. Additional terms may apply for the media files.