- •А.И. Охрименко
- •Г.Димитровград
- •Предисловие.
- •1. Введение
- •1.1. Типы ядерных реакторов и основные процессы в них
- •1.2. Основные ядерные реакции. Поглотитель. Отражатель. Активная зона реактора.
- •1.3 Источники нейтронов, детекторы нейтронов.
- •1.4. Микроскопическое сечение ядерных реакций.
- •1.5. Простейшее уравнение баланса нейтронов. Коэффициент размножения бесконечной среды. Концентрация ядер, макроскопическое сечение. Скорость реакции, поток нейтронов.
- •1.6. Эффективный коэффициент размножения, вероятность избежать утечки, реактивность реактора.
- •1.7. Замедление нейтронов, спектр нейтронов, классификация реакторов по спектру.
- •1.8. Мощность реактора.
- •2. Структура активной зоны реакторов на тепловых нейтронах и ее характеристики.
- •2.1 Схема реактора
- •2.2. Пример реакторной установки с корпусным водо-водяным реактором для выработки электроэнергии.
- •2.3. Особенности промышленных энергетических ядерных реакторов.
- •2.4. Формула четырех сомножителей.
- •2.5. Спектр нейтронов и коэффициент размножения бесконечной гетерогенной среды.
- •2.6. Формула шести сомножителей.
- •Отдельные величины формулы четырех сомножителей
- •Расширение k до kэфф
- •1080 Нейтр
- •22 Нейтр
- •200 Нейтр.
- •599 Нейтр.
- •2.7. Зависимость р и f от коэффициента замедления.
- •2.8 Обусловленное выгоранием изменение произведения рf
- •2.9 Распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
- •2.9.1 Грубое представление
- •2.9.2 Точное представление
- •2. 10 Построение размножающей сборки
- •3 Коэффициенты реактивности
- •3.1 Общие положения
- •3.2. Положительный и отрицательный коэффициенты реактивности.
- •3.3. Температурный коэффициент топлива (коэффициент Доплера).
- •3.4 Температурный коэффициент замедлителя Гтм
- •3.5 Пустотный коэффициент
- •3.6. Мощностный коэффициент.
- •3.7 Баланс реактивности.
- •3.8. Средства управления реактивностью
- •4. Кратковременные переходные процессы в реакторе
- •4.1 Общие положения
- •4.2 Нарастание потока нейтронов за счет мгновенных нейтронов.
- •4.3 Запаздывающие нейтроны
- •Данные запаздывающих нейтронов для случая деления lj-235 на тепловых нейтронах.
- •4.4. Нарастание потока нейтронов за счет запаздывающих нейтронов
- •4.5 Важные понятия
- •4.6 Временной режим подкртической системы
- •1 Момент изменения реактивности
- •4.7 Временной режим реактора при весьма малой мощности
- •4.8. Временной режим реактора при работе на мощности.
- •4.9. Временной режим реактора после отрицательного скачка реактивности
- •1 Момент изменения реактивности
- •5. Долговременные процессы в реакторе
- •5.1 Общие положения
- •5.2 Выгорание твэлов
- •5.3. Отравление ксеноном
- •5.4. Отравление самарием
- •5.5 Конверсия и воспроизводство.
- •5.5.1. Оценка коэффициента воспроизводства.
- •5.5.2.Связь между критичностью и коэффициентом воспроизводства.
- •6. Физические особенности реакторов на быстрых нейтронах.
- •6.1. Факторы, определяющие спектр нейтронов в активной зоне быстрого реактора.
- •6.2. Обогащение ядерного топлива в быстром реактора.
- •6.3. Структура активной зоны быстрого реактора и ее размеры.
- •6.4. Плотность тепловыделения, выбор теплоносителя и компоновка энергетического быстрого реактора.
- •6.5. Управление быстрым реактором.
- •6.5.1. Роль запаздывающих нейтронов.
- •6.5.2 Коэффициенты реактивности и контроль быстрого реактора.
- •6.5.2.1. Доплеровский коэффициент реактивности
- •6.5.2.2 Температурный коэффициент реактивности теплоносителя.
- •6.5.2.3. Температурные коэффициенты реактивности топлива и конструкционных материалов
- •6.5.3 Средства управления реактивностью
- •6.5.3.1 Два вида управляющих стержней
- •6.5.3.2 Материал управляющих стержней
- •6.5.3.3 Эффективность управляющих стержней
- •Причины изменения реактивности
- •Требования к эффективности регулирующих стержней, стержней останова, и аварийных стержней
- •6.6. Превращение актинидов.
- •6.6.1 Долгоживущие продукты деления и актиниды
- •6.6.2. Выжигание актинидов в ядерных реакторах.
- •6.7. Радиационная защита.
- •6.8. Сравнение быстрых реакторов с тепловыми.
- •7. Историческая справка (заключение).
- •Литература
1.3 Источники нейтронов, детекторы нейтронов.
Нейтроны можно получать в лаборатории в виде свободных пучков частиц и экспериментировать с ними. Для этого используют источники, нейтронов, т.е. устройства, постоянно испускающие нейтроны, и детекторы нейтронов, регистрирующие нейтроны, которые возникают с определенной вероятностью в ядерных реакциях, если они попадают в их чувствительный диапазон.
Для формирования источника нейтронов используют ядерные реакции, в результате которых выделяются нейтроны. Так, бериллий испускает нейтроны при облучении его альфа-частицами в реакции (α, n). Если, таким образом, смешать с бериллием α-активную субстанцию, например,
• Ra-226 (период полураспада Т1/2= 1620 лет) или
• Аm-241 (Т1/2 = 458лет) или
• Th-228(T1/2= 1,9 года)
то это небольшое удобное устройство будет постоянно испускать нейтроны. Говорят о радиево-бериллиевом, америциево-бериллиевом или ториево-бериллиевом источнике. Излученное количество нейтронов в секунду называют интенсивностью источника нейтронов.
Другой тип источника использует реакцию (γ, n), в том числе с бериллием. Сурьма (хим. знак Sb-123) преобразовывается в сильном нейтронном поле γ-активный Sb-124 (T1/2 = 60 дней). Это γ-излучение также вызывает испускание бериллием нейтронов. Такой суръма-бериллиевый источник дешев и безопасен в изготовлении, поскольку его компоненты не радиоактивны. Однако, перед использованием его надо активировать в другом нейтронном поле, например, в постороннем реакторе.
Для ядерных реакторов явление деления ядра имеет ключевое значение: ядра определенных изотопов могут расщепляться, если облучать их нейтронами. При этом высвобождаются новые нейтроны - нейтроны деления. Имеются также изотопы (нуклиды), делящиеся "спонтанно" без воздействия нейтронов, т.н. спонтанное деление. Поскольку при этом из делящегося материала также высвобождаются нейтроны деления, с помощью таких веществ можно изготовлять источники нейтронов. Типичным представителем является Cf-252 (калифорниевый источник). Однако этот источник не встречается в природе, он вырабатывается, например, в ядерных реакторах.
Источники, постоянное испускание нейтронов которыми носит самопроизвольный характер, называются первичными источниками, например Ra-Be, Cf-252. О вторичном источнике говорят тогда, когда требуется предварительное облучение для "активации", например Sb-Bе-источник.
Для конструирования детектора нейтронов можно использовать ядерные реакции, в результате которых с нейтронами выделяются сильно ионизирующие частицы, например α-частицы. Эти частицы могут вызывать образование в газе счетчика (например, аргон или метан) большое количество пар зарядов, т.е. ион и электрон.
Если приложить к объему газа для счетчика электрическое поле, то эти пары зарядов разделяются, и на электродах для каждой проходящей через объем частицы появляется небольшой электрический импульс, который можно усиливать и регистрировать.
Типичным примером является борный счетчик, основанный на (n, α)-реакции с бором.
Другим примером являются камеры деления. В таких камерах, покрытых делящимся материалом, используется сильно ионизирующий эффект возникающих при делении (n, f) осколков деления.
Наряду с этим имеется целый ряд других методов обнаружения нейтронов, например, метод активации "зондов": здесь подсчитывается количество радиоактивных ядер, возникающих при захвате нейтронов.
Имея такое представление об источниках и детекторах нейтронов, уточним понятия о количественных характеристиках основных ядерных реакций, важных для решения задачи о возможности возникновения и протекания цепной ядерной реакции деления в реакторе.