Коефіцієнт використання теплових нейтронів θ параметр ланцюгової ядерної реакції що показує яка частка теплових нейтроні

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:

Σ_aφ=(Σ^З_a+Σ^U_a)φ, де

φ — нейтронний потік Σ_a — макроскопічний переріз поглинання суміші; Σ^З_a — макроскопічний переріз поглинання сповільнювача; Σ^U_a — макроскопічний переріз поглинання урану.

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

θ=Σ^U_aφ/Σ_aφ=Σ^U_a/(Σ^U_a+Σ^З_a).

Якщо замінити макроскопічні перерізи мікроскопічними за формулою Σ_i=Nσ_i, отримаємо останній вираз у вигляді

\theta ={\frac {1}{1+N_{3}\sigma _{a}^{3}/N_{U}\sigma _{a}^{U}}}

З аналізу формули випливає три висновки:

коефіцієнт θ гомогенної суміші не залежить від швидкості нейтронів v, а значить, і від температури нейтронів T_n, якщо переріз поглинання σ_a всіх компонентів суміші підкоряється закону 1/v;
зі збільшенням концентрації урану в суміші коефіцієнт θ прямує до одиниці. Навпаки, розбавлення урану сповільнювачем веде до зменшення коефіцієнта θ
з підвищенням збагачення урану зростають переріз поглинання σ^U_a 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 θ_гет гетерогенного реактора менший, ніж коефіцієнт θ_гом 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 N_C / N_U=215, а коефіцієнт θ_гет=0,885. У гомогенній суміші з таким співвідношенням ядер Вуглецю і природного Урану значення θ_гом=0,915. В даному випадку ефективність використання теплових нейтронів при переході до гетерогенної системи знижується приблизно на 3 %.

Див. також

Коефіцієнт розмноження нейтронів

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.