Реакция деления ядер. Жизненный цикл нейтронов

Категория реферата: Рефераты по физике
Теги реферата: бесплатно реферат на тему, реферат русь
Добавил(а) на сайт: Щенин.

Пусть в среде есть N быстрых нейтронов, они будут взаимодействовать с ядрами среды, в том числе и с ядрами U238, те из них которые имеют энергию выше порога деления (1 МэВ) могут вызывать деление урана и образование новых быстрых нейтронов. При этом их энергия будет меньше порога деления.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах ( - число нейтронов ушедших под порог деления U238 на один быстрый нейтрон (появившийся в результате деления ядер U235).

Ясно, что величина ( тем больше, чем больше доля U238 в топливе.
Можно оценить, что (max = 1.35 (если доля U238 равна 100%). Для тепловых реакторов ( = 1.01 - 1.03.

3.2.2 Вероятность избежать радиационного захвата

Пусть в среде есть N нейтронов, энергия которых меньше порога деления
U238. За счет рассеяния но ядрах среды они теряют свою энергию и попадают в область энергии, в которой находятся гигантские резонансы сечения захвата
U238. Введем величину ( - вероятность избежать радиационного захвата.

( тем больше, чем быстрее нейтронам в процессе замедления удастся преодолеть резонансную область. ( уменьшается при увеличении доли ядер U238 в среде. В гомогенном реакторе ( ( 0.65, а в гетерогенном ( ( 0.93.

3.2.3 Коэффициент теплового использования

Пусть в среде есть N тепловых нейтронов, тогда в процессе диффузии часть из них захватится в топливе. Обозначим долю захваченных в топливе нейтронов (. Ясно, что коэффициент теплового использования можно увеличить, используя гетерогенную структуру активной зоны реактора.

3.2.4 Количество испускаемых U235 быстрых нейтронов

Пусть в топливе поглотилось N тепловых нейтронов. Ясно, что не всякое поглощение приводит к делению и испусканию новых быстрых нейтронов. Введем величину (тэф равную количеству вторичных нейтронов деления на один тепловой нейтрон, поглощенный в топливе. Ясно, что (тэф тем больше, чем выше доля U235 в топливе.

3.3 Жизненный цикл нейтронов

Рассмотрим жизненный цикл нейтронов в тепловом ЯР, активная зона которого бесконечна и гомогенна.

Пусть на некотором этапе цепной реакции в рассматриваемой среде присутствует N1 быстрых нейтронов деления 1 поколения. За счет взаимодействия с ядрами U238 под порог деления этих ядер (1 МэВ) уйдет ( N1 нейтронов (( - коэффициент размножения на быстрых нейтронах).

В результате рассеяния на ядрах среды эти нейтроны будут замедляться и попадут в область промежуточных энергий. Миновать эту область, избежав поглощения ядрами U238 удастся ( ( N1 нейтронам (( - вероятность избежать радиационного захвата).

Часть из этих нейтронах, которые теперь стали тепловыми, захватится в топливе. Количество захваченных в топливе нейтронов будет равно ( ( ( N1
(( - коэффициент теплового использования).

Некоторые из нейтронов, захваченных в топливе инициируют деление ядер
U235 и появление новых быстрых нейтронов. Количество нейтронов второго поколения N2 = (тэф ( ( ( N1.

рис. 4

Итак, мы видим, что реакция действительно является самоподдерживающейся и циклической. Цикл жизни нейтронов схематично представлен на рис. 4. На данной схеме, в отличие от вышеприведенного описания рассмотрение начинается со стадии тепловых нейтронов.

Можно вывести коэффициент размножения нейтронов в бесконечной гомогенной среде:

K( = Ni+1/Ni = (тэф ( ( ( - формула 4-х сомножителей.
Для конечных сред можно ввести коэффициент

Kэф = (тэф ( ( ( P, где P - вероятность избежать утечки.

На этом рассмотрение физических основ протекания цепной ядерной реакции в ЯР можно завершить. Используя описанную цепную ядерную реакцию, можно переводить энергию из формы энергии связи частиц в ядре в кинетическую энергию движения частиц, то есть в тепло. Как уже отмечалось ранее основную трудность представляет собой не организация цепной реакции, а получение чистых делящихся веществ и другие технические и технологические нюансы ядерной энергетики.

Л И Т Е Р А Т У Р А

1. Рудик А. П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.

2. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1971.

Поделитесь этой записью или добавьте в закладки