Pagsasabog ng mga neutron
Ang mga neutron na pinabagal sa thermal energies ay nagsisimulang kumalat, na nagpapalaganap sa pamamagitan ng sangkap sa lahat ng direksyon mula sa pinagmulan. Ang prosesong ito ay tinatayang inilarawan na ng karaniwang diffusion equation na may obligadong pagsasaalang-alang ng pagsipsip, na palaging malaki para sa mga thermal neutron (sa pagsasagawa, sila ay ginawang thermal upang ang nais na reaksyon ay magpatuloy nang masinsinan). Ang posibilidad na ito ay sumusunod sa katotohanan na sa isang mahusay na moderator (kung saan ang scattering cross section ys ay mas malaki kaysa sa absorption cross section ya), ang isang thermal neutron ay maaaring makaranas ng maraming banggaan sa nuclei bago makuha:
N= us/ua=la/ls, (3.10)
sa kasong ito, dahil sa liit ng mean free path ls, para sa thermal neutrons, ang kondisyon para sa applicability ng diffusion approximation ay nasiyahan - ang liit ng pagbabago sa neutron density sa ls. Sa wakas, ang bilis ng mga thermal neutron ay maaaring ituring na pare-pareho: .
Ang diffusion equation ay may sumusunod na anyo:
saan c( r, t) ay ang density ng mga thermal neutron sa punto r sa oras t; D ay ang Laplace operator; D ay ang diffusion coefficient; Ang tcap ay ang average na buhay ng mga thermal neutron bago makuha; q ay ang density ng thermal neutron sources. Ang equation (3.11) ay nagpapahayag ng balanse ng pagbabago sa density ng neutron sa paglipas ng panahon dahil sa tatlong proseso: ang pag-agos ng mga neutron mula sa mga kalapit na rehiyon (DD s), ang pagsipsip ng mga neutron (- s / tzap) at ang produksyon ng mga neutron (q ). Sa pangkalahatang kaso (isinasaalang-alang ang scattering anisotropy), ang diffusion coefficient ay:
gayunpaman, para sa mga thermal neutron maaari itong isulat nang may mahusay na antas ng katumpakan sa pinakasimpleng anyo:
Ito ay dahil sa ang katunayan na ang enerhiya ng mga thermal neutron ay mas mababa kaysa sa enerhiya ng kemikal na bono ng mga atomo sa isang molekula, kung kaya't ang pagkalat ng mga thermal neutron ay nangyayari hindi sa mga libreng atomo, ngunit sa mga mabibigat na nakagapos na molekula (o kahit na sa mala-kristal na butil ng daluyan).
Ang pangunahing katangian ng daluyan na naglalarawan sa proseso ng pagsasabog ay ang haba ng pagsasabog L, na tinutukoy ng kaugnayan
kung saan ang average na parisukat ng distansya na nilakbay ng isang thermal neutron sa bagay mula sa lugar ng kapanganakan hanggang sa pagsipsip. Ang haba ng diffusion ay humigit-kumulang sa parehong pagkakasunud-sunod ng haba ng deceleration. Pareho sa mga dami na ito ang tumutukoy sa mga distansya mula sa pinagmulan kung saan magkakaroon ng kapansin-pansing halaga ng mga thermal neutron sa sangkap. Ipinapakita ng talahanayan 3.1 ang mga halaga ng f at L para sa mga pinakakaraniwang ginagamit na moderator. Mula sa talahanayang ito, makikita na ang ordinaryong tubig ay may >>L, na nagpapahiwatig ng malakas na pagsipsip. Sa mabigat na tubig, sa kabaligtaran, L>>. Samakatuwid, ito ang pinakamahusay na retarder. Ang halaga ng L ay nakasalalay hindi lamang sa intrinsic diffusion, kundi pati na rin sa absorbing properties ng medium. Samakatuwid, hindi ganap na nailalarawan ng L ang proseso ng pagsasabog. Ang isang karagdagang independiyenteng katangian ng diffusion ay ang buhay ng isang diffusing neutron.
Talahanayan 3.1
Mga Halaga at L para sa pinakakaraniwang ginagamit na mga moderator
Nagkakalat na pagmuni-muni ng mga neutron
Ang isang kagiliw-giliw na pag-aari ng mga neutron ay ang kanilang kakayahang maipakita mula sa iba't ibang mga sangkap. Ang pagmuni-muni na ito ay hindi magkakaugnay, ngunit nagkakalat. Ang mekanismo nito ay ito. Ang isang neutron na pumapasok sa medium ay nakakaranas ng mga random na banggaan sa nuclei at, pagkatapos ng isang serye ng mga banggaan, ay maaaring lumipad pabalik. Ang posibilidad ng naturang paglabas ay tinatawag na neutron albedo ng ibinigay na daluyan. Malinaw, mas mataas ang albedo, mas malaki ang scattering cross section at mas maliit ang absorption cross section ng mga neutron ng nuclei ng medium. Ang mga magagandang reflector ay sumasalamin hanggang sa 90% ng mga neutron na nahuhulog sa kanila, iyon ay, mayroon silang albedo na hanggang 0.9. Sa partikular, para sa ordinaryong tubig, ang albedo ay 0.8. Hindi nakakagulat, samakatuwid, na ang mga neutron reflector ay malawakang ginagamit sa mga nuclear reactor at iba pang neutron installation. Ang posibilidad ng gayong matinding pagmuni-muni ng mga neutron ay ipinaliwanag bilang mga sumusunod. Ang isang neutron na pumapasok sa reflector ay maaaring nakakalat sa anumang direksyon sa bawat pagbangga sa nucleus. Kung ang neutron ay nakakalat pabalik malapit sa ibabaw, pagkatapos ay lumilipad ito pabalik, ibig sabihin, ito ay makikita. Kung ang neutron ay nakakalat sa ibang direksyon, kung gayon maaari itong ikalat sa paraang umalis ito sa daluyan sa mga kasunod na banggaan.
Ang parehong proseso ay humahantong sa katotohanan na ang konsentrasyon ng mga neutron ay bumababa nang husto malapit sa hangganan ng daluyan kung saan sila ipinanganak, dahil ang posibilidad na makatakas ang isang neutron ay mataas.
Ang pagsasabog ng mga neutron ay pangunahing pinag-aaralan upang matukoy ang kanilang space-time distribution sa isang nuclear reactor, dahil ang disenyo ng mga planta sa ilalim ng pag-unlad ay batay sa pagtataya ng naturang mga patlang, at pagkatapos na maisagawa ang mga ito, sila ay kinokontrol at ang kaligtasan ay sinigurado. Sa kasamaang palad, ang pagkalkula ng mga patlang ng neutron na nagbabago sa panahon ay isang napakahirap na gawain. Ang mga differential equation na ginamit para sa layuning ito ay kinabibilangan ng mga multiparameter, walang analytical na solusyon, ngunit maging ang kanilang mga numerical na solusyon at paghahanap ng iba't ibang asymptotes ay nagpapakita ng isang seryosong problema.
Ang kabanatang ito ay nagpapakita ng ilang aspeto ng matematikal na paglalarawan ng neutron diffusion. Ang pangunahing pansin ay binabayaran sa mga thermal reactor neutron.
Mga katangian ng mga neutron at mga proseso kasama ang kanilang pakikilahok
Mula sa punto ng view ng diffusion, ang mga tampok ng neutron ay nauugnay sa maliit na sukat nito (at medyo mataas na diffusion coefficients), chemical inertness at mataas na propensidad na pumasok sa nuclear reactions kasama ang mga atoms ng medium, na humahantong sa alinman sa pagsipsip o pagpaparami ng mga neutron. Bilang karagdagan, ang neutron ay isang medyo panandaliang radionuclide (kalahating buhay ~ 10 min), at madalas na kinakailangang isaalang-alang ang pagkabulok nito. Ngunit ang pinakamalaking kahirapan ay sanhi ng katotohanan na ang mga thermal neutron ay hindi monoenergetic - bilang karagdagan sa mga thermal neutron, ang reaktor ay naglalaman ng mga neutron na may makabuluhang mas mataas na enerhiya, ang transportasyon kung saan at ang pagbagal ng mga proseso ay makabuluhang nakakaapekto sa kinetics ng pagsasabog.
Neutron - electrically neutral elementary particle na may spin V2, magnetic moment p=-1.91 y in at mass na lumalampas sa proton mass ng 2.5 electron mass; ay tumutukoy sa mga baryon Mn-1.008986 a.m.u. = 939.5 MeV - 1838.5 te. Mula sa m n > tr + te. Sa malayang estado, ang neutron ay hindi matatag: ito ay nabubulok nang may kalahating buhay T = io, i8 mint=88i.5±i.5 c), na bumubuo ng isang proton at naglalabas ng isang electron at isang antineutrino, y (fr-decay). Neutron radiation - neutron flux, na nagbabago ng kanilang enerhiya sa elastic at inelastic na pakikipag-ugnayan sa atomic nuclei.
Sa pagdaan sa materya, ang mga neutron ay nagdudulot ng iba't ibang reaksyong nuklear at marahas na nakakalat sa nuclei. Ang intensity ng mga mikroskopikong proseso na ito sa huli ay tumutukoy sa lahat ng mga macroscopic na katangian ng pagpasa ng mga neutron sa pamamagitan ng bagay, tulad ng scattering, moderation, diffusion, absorption, atbp. Dahil ang neutron ay may zero electric charge, halos hindi ito nakikipag-ugnayan sa mga electron ng mga atomic shell. Samakatuwid, ang mga katangian ng atom ng daluyan ay hindi gumaganap ng anumang papel sa pagpapalaganap ng mga neutron sa bagay. Ito ay isang purong nuklear na proseso. Ang mga cross section ng iba't ibang neutron-nuclear reactions ay nakasalalay sa neutron energy, malakas at hindi regular na nagbabago mula sa nucleus patungo sa nucleus bilang PERO o Z. Ang mga cross section para sa interaksyon ng mga neutron sa nuclei ay lumalaki sa karaniwan ayon sa batas na "l/u" habang bumababa ang enerhiya ng neutron (u ang bilis ng neutron).
Malaki ang pagkakaiba ng mga neutron sa kanilang mga enerhiya. Karaniwan, ang neutron spectrum ay inuri ayon sa bilis ng paggalaw:
- - Relativistic neutrons, na may mga enerhiya na higit sa 10 eV;
- - Mabilis na mga neutron na may mga enerhiya na higit sa 0.1 MeV (minsan mas malaki kaysa sa 1 MeV)
- - Mga mabagal na neutron, na may enerhiyang mas mababa sa 10 keV.
o sa pamamagitan ng "temperatura":
- - Mga epithermal neutron, na may enerhiya mula 0.025 D° hanggang 1 eV;
- - Mga mainit na neutron, na may enerhiya na humigit-kumulang 0.2 eV;
- - Thermal neutrons, na may enerhiya na humigit-kumulang 0.025 eV;
- - Mga malamig na neutron, na may enerhiya mula 5-10-5 eV hanggang 0.025 eV;
- - Napakalamig na mga neutron, na may enerhiya na 200-? - 5-10-5 eV;
- - Mga ultracold neutron, na may enerhiyang mas mababa sa 2 - "eV.
Mula sa punto ng view ng pagsasabog, ang mga thermal neutron ay mahalaga, na nasa thermal equilibrium na may mga atomo ng daluyan sa temperatura ng silid. Ang kanilang mga average na enerhiya ay hundredths ng isang electron volt. Kadalasan, ang katangian ng enerhiya ng isang thermal neutron ay 0.025 eV, na nakuha mula sa kaugnayan Etherm=kT, saan sa- Ang pare-pareho ni Boltzmann. Tandaan na ang bilis ng mga mabagal na neutron ay medyo kamag-anak: ang isang neutron na may enerhiya na 0.025 eV ay may bilis na 2 km/s.
Tulad ng nalalaman, ang mga neutron ay ginawa sa mga mapagkukunan ng neutron pangunahin na may mga enerhiya mula sa sampu-sampung keV hanggang sa ilang MeV, gayunpaman, karamihan sa mga reaksyon ng neutron na mahalaga sa mga tuntunin ng mga aplikasyon ay nagpapatuloy nang masinsinan sa mababang enerhiya ng neutron, samakatuwid, sa lahat ng mga gawa gamit ang mga neutron, malaking pansin ang binabayaran sa mga proseso ng pag-moderate ng neutron. Ang mga neutron ay pinabagal sa nababanat na mga banggaan sa nuclei. Gayunpaman, ang pagbagal ng mga neutron ay hindi maaaring humantong sa kanilang kumpletong paghinto dahil sa thermal motion ng nuclei.
Ang isang mahalagang katangian ng proseso ng deceleration ay ang haba ng deceleration [cm].
Ang average na haba ng pagbagal ng mga neutron sa isang arbitrary na antas ng enerhiya (Q?) ay ang average na istatistikal na spatial displacement ng neutron sa proseso ng pagbagal nito mula sa paunang enerhiya E 0, kung saan ipinanganak ang neutron, hanggang sa isang ibinigay na enerhiya E(lalo na hanggang sa E s, kung pinag-uusapan natin ang kabuuang haba ng deceleration ng neutron sa antas ng thermal - 1 3 (E C)). Ang haba ng deceleration ay ang halaga ng rms ng mga bahagyang displacement ng mga indibidwal na neutron (sa isang tuwid na linya) kapag pinabagal hanggang E s.
Ang isang mabilis na neutron na ipinanganak sa fission, na sumasailalim sa isang serye ng mga sunud-sunod na scattering, ay naglalakbay sa medium sa anyo ng isang putol na linya, ang mga segment nito ay kumakatawan sa mga spatial na displacement ng neutron sa pagitan ng mga pagkilos ng dalawang magkasunod na scattering. Sa proseso ng pagbagal, dahil sa random na katangian ng scattering collisions sa nuclei ng medium, ang isang neutron ay maaaring lumayo mula sa punto ng kanyang kapanganakan o lumapit dito, ngunit sa anumang kaso, ang magnitude ng spatial displacement ng bawat isa. Ang neutron kapag pinabagal sa anumang enerhiya ay sarili nito, para sa iba't ibang mga neutron ang mga halagang ito ay maaaring magkakaiba nang malaki . Gayunpaman, ang average na halaga ng dami na ito para sa scattering ng malalaking halaga ng moderating neutrons sa isang medium
Ang pisikal na pare-pareho ng daluyan na ito.
Root-mean-square na halaga ng displacement ng mga neutron sa proseso ng pagbagal:
kanin. isa. Ang mga trajectory ng neutron mula sa lugar ng kapanganakan nito hanggang sa lugar ng kamatayan.
Ang parisukat ng average na distansya na nilakbay ng isang neutron sa isang direksyon mula sa pinagmulan hanggang sa punto ng pagsipsip
Nangangahulugan ito na ang / 3 2 ay isang-ikaanim ng average na parisukat ng direktang distansya ng paglalakbay ng isang neutron mula sa punto kung saan ito ibinubuga hanggang sa punto kung saan ito nasipsip.
Sa teorya ng mga reactor, hindi ang halaga ng average na haba ng deceleration mismo ang kadalasang ginagamit, ngunit ang edad ng mga neutron.
Edad ng mga neutron na may enerhiya E - ito ang ikaanim na bahagi ng average na parisukat ng spatial na displacement ng neutron sa medium sa panahon ng deceleration mula sa paunang enerhiya na Eu hanggang sa ibinigay na enerhiya na E.
Ang halaga ng edad ay tinutukoy ng t(?) na may indikasyon ng enerhiya E pagbagal ng mga neutron, na tumutugma sa edad. Ang dimensyon ay hindi oras, ngunit ang lugar, i.e. cm 2.
kung saan ang A, 2 ay ang root-mean-square na distansya kung saan iniiwan ng neutron ang pinagmulan sa proseso ng pagbagal sa hanay ng enerhiya mula 1 MeV hanggang 1 eV.
Simula sa mga energies na 0.5 eV, ang thermal energy ng mga atom ay nagiging makabuluhan sa mga banggaan ng mga neutron na may nuclei. Ang pamamahagi ng mga neutron ay nagsisimula sa may posibilidad na ekwilibriyo, i.e. Maxwellian
dN/E 1 eV.
Ang prosesong ito ay tinatawag na neutron thermalization. Ang edad ng mga neutron ay nakasalalay sa mga katangian ng daluyan kung saan ang mga neutron ay lumilipat. 
nasaan ang retarding ability, ang Efr ay ang transport macrosection. Edad ng mga thermal neutron:
Tinutukoy ng edad ng isang neutron para sa tirahan nito ang sukat ng kakayahan ng substance ng kapaligiran na magbigay ng isang tiyak na root-mean-square spatial displacement ng moderating neutrons sa loob nito. Samakatuwid, ang bawat homogenous substance ay nailalarawan sa sarili nitong halaga ng edad ng mga neutron ng anumang enerhiya E. Sa partikular, ang edad ng mga thermal neutron para sa tubig sa ilalim ng normal na mga kondisyon ay Tlu = 27.3 cm 2; para sa beryllium t " u \u003d 90 cm 2; para sa graphite Tto = 352 cm 2. Ang tinukoy na mga halaga ng edad ng mga thermal neutron ay tinatawag na pamantayan, i.e. wasto lamang sa ilalim ng normal na mga kondisyon (sa atmospheric pressure at temperatura na 20 ° C) para sa paunang enerhiya E 0 =2 MeV at E c = 0.625 eV. Mahalaga na ang edad ng mga thermal neutron ay mahalagang nakasalalay sa mga parameter ng estado ng bagay (presyon at temperatura).
Ang isang eksaktong paglalarawan ng lahat ng mga proseso na kinasasangkutan ng mga neutron (mga banggaan, transportasyon, mga reaksyong nuklear) ay mahirap. Inilalarawan ng unang pagtatantya ang paggalaw ng mga neutron bilang isang uri ng pagsasabog. Ang approximation na ito ay tinatawag na diffusion approximation at ginamit sa pagtatayo ng mga unang reactor. Ginagamit na ngayon ang mas advanced na mga diskarte, ngunit malawak na ginagamit pa rin ang diffusion theory sa disenyo ng malalaking nuclear reactor. Ang isang kumpletong teorya na naglalarawan sa lahat ng mga katangian ng transportasyon sa ilalim ng mahinang pagtatantya ay batay sa solusyon ng Boltzmann transport equation. Ang teorya ng diffusion batay sa batas ni Fick, na karaniwang ginagamit para sa chemical diffusion, ay maaari ding maging kapaki-pakinabang sa paglalarawan ng neutron diffusion. Kung ang density (flux) ng mga neutron ay mataas sa isang bahagi ng reaktor, mayroong isang neutron current na nakadirekta sa isang rehiyon na may mababang neutron flux. Ang Fickian theory of diffusion ay isang unang approximation lamang. Ang mga mas sopistikadong pamamaraan ay ginagamit malapit sa mga mapagkukunan ng neutron, mga hangganan ng system, at sa kaso ng isang malakas na sumisipsip na daluyan.
Isaalang-alang ang balanse ng mga neutron kada yunit ng volume dV para sa ibinigay na Ф( r), S s.
Balanse ng neutron
Ang pagsipsip, pagtagas, at pagsilang ay humantong sa pagbabago sa bilang ng mga neutron. Pagkatapos
kapanganakan - pagtagas - pagsipsip.
Ang kapanganakan ng mga neutron ay dahil sa pinagmulan : S( r) ay ang bilang ng mga neutron na ginawa sa bawat yunit ng oras bawat yunit ng dami na malapit r. Ang pagsipsip ng mga neutron ay tinutukoy ng bilang ng mga reaksyon sa bawat yunit ng oras sa bawat dami ng yunit. Kailangan nating hanapin ang output ng reaksyon sa elemento ng volume
Hanapin natin ang pagtagas ng mga neutron, alam ang density vector J mula sa batas ni Fick
Kung alam vector J sa bawat punto ng ibabaw ng elementary volume dV, kung gayon ang pagtagas ay katumbas ng div J ay ang bilang ng mga neutron na tumatawid sa ibabaw ng isang unit volume kada yunit ng oras. At
div /D= const/=- D D F
Kaya, mayroon kaming equation
Sa nakatigil na kaso
Mga Tala:
Kapag hinango ang mga equation na ito, ginamit ang batas ni Fick, na wasto kung ang distribusyon ng daloy sa mga coordinate ay linear sa layo na ilang. Nangangahulugan ito na ang mga equation na ito ay hindi gumagana nang maayos malapit sa hangganan ng pinagmulan. Coefficient D dito na isinasaalang-alang ang posibleng nonsphericity ng scattering (tingnan ang mas maaga).
Mga kundisyon sa hangganan:
1) ang flux Ф ng mga neutron ay may hangganan at hindi negatibo sa rehiyon kung saan naaangkop ang diffusion equation;
2) sa hangganan ng dalawang media na naiiba sa hindi bababa sa isang katangian ng pakikipag-ugnayan ng mga neutron sa nuclei.
Pakikipag-ugnayan ng mga neutron sa nuclei
Makikita na ang kundisyong ito sa hangganan ay hindi maaaring isulat na alam lamang ang pag-asa ng Ф sa r . Ginagamit namin ang sumusunod na trick: gumuhit ng F (r) sa isang flat reactor. Malinaw, ang pagkilos ng bagay sa hangganan ay mas mababa kaysa sa gitna ng aktibong zone, ngunit hindi katumbas ng 0, i.e. . Ang equation ay pinakasimpleng nalutas sa ilalim ng mga kondisyon ng zero na hangganan.
Daloy sa hangganan
| X |
| F(x) |
| Ф max |
| F |
| α |
Ang solusyon ng diffusion equation ay lalong simple kapag ang flux ay katumbas ng 0 sa ilang hangganan. Ating ipagpalagay na ang flux ay nabuo sa 0 hindi sa pisikal na hangganan, ngunit sa ilang extrapolated na hangganan ng reactor (linear extrapolation).
Haba ng extrapolation d ay isang hindi tiyak na dami, ngunit nagpapakilala ng isang maliit na pagwawasto sa diffusion equation. Grade d ay ginawa sa parehong teoretikal at eksperimental. Ito pala sa d = 0,71λ tr, ang pinakamahusay na kasunduan sa pagitan ng teorya at eksperimento ay sinusunod.
Pagtatapos ng trabaho -
Ang paksang ito ay kabilang sa:
Pisikal na teorya ng mga reaktor
Fgaou vpo Ural Federal University.. ipinangalan sa unang pangulo ng Russia na si B. Yeltsin.. k a Nekrasov.
Kung kailangan mo ng karagdagang materyal sa paksang ito, o hindi mo nakita ang iyong hinahanap, inirerekumenda namin ang paggamit ng paghahanap sa aming database ng mga gawa:
Ano ang gagawin natin sa natanggap na materyal:
Kung ang materyal na ito ay naging kapaki-pakinabang para sa iyo, maaari mo itong i-save sa iyong pahina sa mga social network:
| tweet |
Lahat ng mga paksa sa seksyong ito:
Ang pinakasimpleng nuclear reactor
Ang nilalaman ng teorya ng mga nuclear reactor ay pinakamadaling maunawaan sa pamamagitan ng halimbawa ng pinakasimpleng reactor - isang globo ng fissile isotope 235U. Ang diameter ng globo na ito, kung saan
Nuclear reactor fuel
Para sa pagpapatakbo ng isang nuclear reactor, ang mga pangunahing reaksyong nuklear ay dapat matugunan ang dalawang kondisyon: 1) higit sa isang neutron ang dapat ilabas para sa bawat hinihigop na neutron; 2) reaksyon dol
Rate ng pagpaparami
Ang ratio ng bilang ng mga fissile nuclei na nabuo sa reactor sa panahon ng pagsipsip ng mga neutron, sa bilang ng mga fissile nuclei na nasunog, ay tinatawag na reproduction factor (KF).
Mekanismo ng mga reaksyong nuklear
Enerhiya ng nucleon sa nucleus En r Fig. 2.1.1. Para sa pakikipag-ugnayan
Mga antas ng enerhiya ng nukleyar
Pati na rin sa isang atom, ang kabuuang panloob na enerhiya ng nucleus Evn ay may ilang mga discrete level. Ang Evn ay nauunawaan bilang kabuuan ng kinetic energy at potensyal na enerhiya
matunog na pagsipsip
Hayaang mahulog ang isang nakatigil na neutron flux sa isang layer ng matter. Ipagpalagay natin na maayos nating mababago ang enerhiya ng mga neutron ng insidente. Pagkatapos ay makikita na para sa ilang mga halaga ng kinetic en
Pagkalat ng neutron
Ang proseso, ang tanging resulta nito ay ang paglipat ng enerhiya mula sa isang particle patungo sa isa pa, ay tinatawag na scattering. Mayroong 2 uri ng scattering: elastic at inelastic.
Pagkalat at pagmo-moderate ng mga neutron
Ang reaksyon ng fission ay gumagawa ng mga neutron na may kinetic energy na ~2 MeV. Ang ganitong mga neutron ay tinatawag na mabilis. Ang mga mabilis na neutron na ito ay pumapasok sa reactor medium, na binubuo ng nuclei ng iba't ibang elemento. Nuclei
Mga cross section ng neutron
Isaalang-alang ang isang neutron flux na tumatagos sa daloy ng bagay na may nuclei. Ipagpalagay natin na ang daloy ay napakanipis na ang nuclei ay hindi lilim sa bawat isa, iyon ay, (d<< λ).
Поперечным
Ang ani ng mga reaksyong neutron
Ang ani ng mga reaksyong neutron ay ang bilang ng mga reaksyong nagaganap sa bawat yunit ng oras bawat dami ng yunit. Kalkulahin natin ang ani ng mga reaksyon ng neutron sa ilalim ng pagpapalagay na ang lahat ng mga neutron ay may parehong enerhiya, kung gayon
Paglabas ng mga neutron
Rehiyon ng matatag na nuclei Fig. 3.1.1. Para sa anumang mga numero ng masa, ang nuclei ay matatag lamang sa isang tiyak na ratio ng bilang ng mga neutron sa bilang ng mga proton, at ang rehiyong ito ay matatag.
Mekanismo ng nuclear fission
Ang mga katangian ng mabibigat na nuclei ay sa maraming paraan katulad ng sa isang likidong patak. Ang mga puwersang nuklear ay may posibilidad na bigyan ang nucleus ng isang spherical na hugis. Ang isang analogue ng nuclear forces ay mga molekular na pwersa sa isang likido, na kung saan ay din
Ang balanse ng inilabas na enerhiya
Ang dahilan ng pagpapalabas ng enerhiya sa panahon ng fission ay ang mas malaking binding energy sa bawat 1 pendant para sa lighter nuclei. Ang kabuuang enerhiya na inilabas sa isang pagkilos ng pagkabulok ng uranium ay humigit-kumulang 204 MeV, kabilang ang: kinetic
reaksyon ng kadena ng fission
Ang bawat fission reaction ng U235 ay gumagawa ng 2 o higit pang mga neutron. Ang isang kinakailangang kondisyon para sa isang chain reaction ay ang mas maraming mga particle ang ipinanganak kaysa sa hinihigop ng mga nagpasimula ng reaksyon (neutron
Salik ng pagpaparami ng reaktor ng walang katapusang mga sukat
Para sa isang reactor na walang katapusang dimensyon, ang multiplication factor ay dapat na mas malaki kaysa sa 1 upang masimulan ito. Para sa mga thermal reactor, posibleng malutas ang problema sa paghahanap ng multiplication factor. Magkaroon tayo ng isang
Ang halaga ng pagpapayaman na kinakailangan upang mapanatili ang isang nakatigil na chain reaction
Kailangan ba ang pagpapayaman para sa mga nuclear reactor? Upang masagot ang tanong, isaalang-alang. Malinaw na kinakailangan para sa isang nakatigil na chain reaction ³1. Sa expression para sa produkto epf"1, ang makata
Ang pagtagas ng neutron
Para sa isang reactor na may hangganan na laki, ang expression na Keff = K∞P ay wasto, kung saan ang P ay ang posibilidad na maiwasan ang isang pagtagas. Pagkatapos ang kondisyon ay kritikal
Pagkilos ng mga naantalang neutron
Isaalang-alang natin ang impluwensya ng mga naantalang neutron sa kontrol ng isang nuclear reactor. Noong nakaraan, ginamit namin ang average na buhay ng isang henerasyon ng neutron, na isinasaalang-alang ang pagkaantala, katumbas ng 0.1 sec. (ang buhay ng isang saglit
Pamamahagi ng mga neutron sa reaktor
Sa isang reaktor, ang mga neutron ay ipinanganak sa lahat ng mga punto ng aktibong sona, iyon ay, ang mga mapagkukunan ng neutron ay pantay na ipinamamahagi sa kalawakan. Ang enerhiya ng mga ginawang neutron ay ~2 MeV, mayroon silang ibang boltahe
Paghina ng neutron sa walang katapusang media
Hayaan tayong magkaroon ng isang walang katapusang homogenous na aktibong medium. Pagkatapos ay nananatili ang dependence n(E). Isaalang-alang natin ang mga pangunahing proseso na nagaganap sa panahon ng neutron moderation: 1. elastic
Nababanat na pagkalat ng mga neutron
Ang elastic scattering ay ang pangunahing proseso sa mga thermal reactor. Ang pagsasaalang-alang nito ay ginagawang posible upang mahanap ang spectrum ng enerhiya ng mga nagmo-moderate na neutron. Hayaang magkalat ang mga neutron sa hindi kumikilos na libreng nuclei (p
Paghina sa hydrogen nang walang pagsipsip
Ang pagbagal sa hydrogen ay isinasaalang-alang na may kaugnayan sa espesyal na pagiging simple ng spectrum nito, dahil Ang neutron ay maaaring pabagalin sa zero na enerhiya. Ang pagbagal ng neutron sa hydrogen sa zero na enerhiya
Densidad ng Deceleration
Ang deceleration density q(E) ay ang bilang ng mga neutron na bawat yunit ng volume bawat yunit ng oras ay tumatawid sa halaga ng enerhiya E. Ang halagang ito ay maginhawa kapag isinasaalang-alang
Pagbawas nang walang pagsipsip sa mga non-hydrogen na kapaligiran
Hayaan ang A>>1 (A>10), kung gayon ang pagbabago ng enerhiya sa bawat isang banggaan ay maliit, ang average na pagbabawas ng enerhiya ng logarithmic ay maliit, at ang solusyon ay pinasimple. Iminungkahi ni Fermi ang isang modelo kung saan neut
Pagbawas sa walang katapusang media sa pagkakaroon ng pagsipsip
Ang pagsipsip ng mga neutron ay nangyayari sa anumang tunay na kapaligiran kung saan mayroong isang moderator, mga materyales sa istruktura. Ang papel ng proseso ng pagsipsip ay nakasalalay sa uri ng reaktor: sa isang thermal reactor, ang pagsipsip ay
Ang posibilidad ng pag-iwas sa resonant capture sa media na may mass number na higit sa isa
Hayaan na<<Σs, а также пусть спектр с учетом резонансного захвата мало отличается от спектра Ферми. В отсутствии поглощения плотность замедления постоянн
Mabisang resonance integral
Sa mga nuclear reactor sa thermal neutrons Sa<
Epekto ng Doppler
Ang epekto ng Doppler ay ang pag-asa ng seksyon ng macrocross ng pakikipag-ugnayan sa bilis ng nuclei at, dahil dito, sa temperatura ng T ng daluyan, i.e. sa pagtaas ng T, ang matunog na mga taluktok ng macrocross section ng pakikipag-ugnayan, kung ganoon
Densidad ng kasalukuyang neutron. Batas ni Fick
Hayaang magkaroon ng isang medium na may ibinigay na distribusyon ng mga neutron sa kalawakan (ibinigay sa F(r)) at isang scattering cross section Ss (na may Sa=0). Hanapin ang kasalukuyang density sa pamamagitan ng unit area dS, l
Haba ng pagsasabog
Ang konsepto na ito ay ipinakilala upang makilala ang distansya kung saan ang mga neutron ay inilipat sa panahon ng pagsasabog mula sa punto ng kapanganakan hanggang sa punto ng pagsipsip. Isaalang-alang ang isang punto na pinagmumulan ng mga neutron
Albedo
Ito ang reflection coefficient. At ang environment zone ay sumasalamin (ang pagbabalik ng isang neutron sa aktibong zone). Ang bawat daluyan ay may mga sistemang ΣS at Σа. Reflection properties cf
Modelo ng tuluy-tuloy na pagbabawas ng bilis
Ang neutron ay bumagal sa panahon ng pagsasabog. ito ay kinakailangan upang hanapin ang pamamahagi ng mga neutron ng isang naibigay na enerhiya sa espasyo, i.e. ang spectrum ng enerhiya ng mga neutron sa anumang punto sa kalawakan. Ang teorya ng edad ay nilikha ni E. Fehr
Diffusion equation na may deceleration
Tukuyin natin ang Ф(r, u) - ang kabuuan ng mga landas na dinaraanan ng mga neutron na may lethargy sa unit interval malapit sa lethargy u at sa unit volume malapit sa r bawat unit sa
Mga pagpapalagay at limitasyon ng teorya ng edad
Ang edad ay nauugnay sa pagkahilo. Nakuha namin ang pamamahagi ng mga neutron ng isang naibigay na edad, at samakatuwid ay isang ibinigay na enerhiya sa espasyo, i.e. neutron spectrum sa anumang naibigay na punto. Sa pagkuha ng diffusion equation, kami
Hayaang ibigay ang =0 sa isang walang katapusang medium, at lahat ng neutron ay may enerhiya E=2 MeV. Hanapin natin ang neutron moderation density. para sa isang spherically simetriko na problema, i.e. . Napantayan ang solusyon
Ang pisikal na kahulugan ng edad
Ang edad ay ipinakilala bilang isang maginhawang variable, [t]=cm2, na nauugnay sa kalikasan ng kapaligiran. Hanapin ang average na distansya rdflhfn mula sa punto ng kapanganakan hanggang sa punto kung saan ito nag-intersect sa mga halaga
Oras ng pagsasabog at oras ng pagbabawas ng bilis
Kinakailangang malaman kung paano nauugnay ang oras ng deceleration ng neutron sa thermal energy at ang diffusion time ng neutron bilang thermal energy. Ayon sa modelo ng elastic dispersion.
kalagayan ng pagiging kritikal. Parameter ng geometriko at materyal
Kung ang komposisyon sa core ay ibinigay, kung gayon ang ilang mga katangian, tulad ng edad ng mga thermal neutron, ang parisukat ng haba ng diffusion, at ang multiplication factor ay ibinibigay. Ang kondisyon ng pagiging kritikal ay nagbibigay lamang
Probabilidad ng pag-iwas sa pagtagas
Mayroon kaming Keff = KP1P2 kung saan ang P1 ay ang posibilidad ng pag-iwas sa pagtagas sa panahon ng pagbabawas ng bilis, kung saan ang P2 ay ang posibilidad ng pag-iwas sa pagtagas sa panahon ng diff
Mga geometric na parameter para sa mga reactor na may mga sukat at hugis sa anyo ng isang sphere at isang silindro
Ang pinakakaraniwang cylindrical na hugis ng aktibong zone. Ang geometric na parameter ay ang pinakamababang eigenvalue ng wave equation: . Kailangang humanap ng solusyon para masiyahan
Pang-eksperimentong pagpapasiya ng kritikal na sukat ng reaktor
Paano bumuo ng isang reactor ng kritikal na laki? Kung magsisimula tayong magtayo ng isang reaktor, kung gayon, bilang resulta ng kawalan ng mga neutron sa isang subkritikal na reaktor, hindi natin maisasaalang-alang ang antas ng diskarte sa kritikal.
Mga Katangian ng Reflector
Ang kritikal na masa ng reactor ay maaaring bawasan sa pamamagitan ng pagpaligid sa core na may nakakalat na substance. Magkakaroon ba ng epekto kung ang AZ ay napapalibutan ng isang well-absorbing substance? Hindi ito magiging mas masahol pa. Ang pinakamasama ay ang vacuum. Wala itong nakakalat
Pamamahagi ng neutron at mga kritikal na sukat ng reflector reactor
Ito ay pinakamadaling bumuo ng isang reactor gamit ang isang single-rate (single-group) na modelo. Ang mga neutron ay ipinanganak, nagkakalat at nasisipsip sa parehong enerhiya. Maaari nating isaalang-alang ang spectrum ng enerhiya
Epektibong pagdaragdag ng reflector
Ang pagbabawas ng kritikal na sukat ng reactor dahil sa pagkakaroon ng reflector ay nailalarawan sa pamamagitan ng epektibong pagdaragdag ng reflector: , kung saan ang H0 - kritikal na sukat (core kapal
Panahon ng reaktor
Ang kaalaman sa seksyong ito ay kinakailangan para sa praktikal na gawain sa reaktor bilang isang operator, dahil dapat na mahulaan ng isang tao ang pag-uugali ng neutron flux at paglabas ng init sa oras at sa anumang punto sa kaharian.
Malaking reaktibiti
Hayaang napakaliit ng T na, ibig sabihin,, Then Again ay isang tuwid na linya, ang slope nito ay nailalarawan sa average na tagal ng buhay ng mga prompt neutron.
thermal pagsabog
Ang panahon ng reactor ay maaaring maging maikli, hindi magre-react ang operator, at magkakaroon ng thermal explosion. Ang reaktor ay binubuo hindi lamang ng gasolina, sa anumang reaktor mayroong isang moderator, isang coolant. Sa isang uranium-water reactor
Imbalance ng neutron
Upang ang reactor ay gumana nang mahabang panahon sa isang ibinigay na kapangyarihan, kinakailangan na ang Keff=1 sa panahong ito. Gayunpaman, sa isang power reactor may mga dahilan na humahantong sa pagbaba ng Keff:
Mga control rod
Ang mga control rod ay ginawa mula sa Cd113 o B10 - ito ay mga isotopes na may napakalaking cross section ng absorption. Absorption cross section sa thermal neutron energy l = 0.01cm
Pagkalason sa reactor ng mga produktong fission
Ang pagkalason ay dahil sa halos isang radioactive isotope Xe135 (sa=2.7×106 barn). Napakalaki ng cross section na ito, kasi tumutugma ito sa isang linear na laki ng 1.7 × 10-9cm, i.e. tungkol sa laki
Slagging
Ang slagging ay ang pagsipsip ng mga neutron sa pamamagitan ng stable o long-lived isotopes. Ang prosesong ito ay katulad ng pagkalason, dito lamang nangyayari ang radioactive decay nang mabagal at sa bilis nito.
Ang sunud-sunod na pagsipsip ng mga neutron
Mayroong mga kadena ng mga reaksyong nuklear kapag ang bawat sunud-sunod na pagsipsip ng mga neutron ay hindi humahantong sa pagkawasak ng nucleus - slag, ibig sabihin, nabuo ang nuclei na may sapat na malaking cross section ng pagsipsip.
Pagbabago sa reaktibiti sa panahon ng pagkasunog ng gasolina at pagpaparami nito
Mga pangunahing reaksyong nuklear sa fissile matter Ipagpalagay natin na ang rate ng pagkabulok ng mga pangmatagalang isotopes ay maaaring
Pagsunog ng gasolina
Tinutukoy ng lalim ng pagkasunog ng gasolina ang bahagi ng gasolina ng halaga ng kuryente (ang mga ito ay inversely proportional). Ang lalim ng pagkasunog ay ang ratio ng bilang ng mga core ng nasunog na gasolina (naghahati
Tungkol sa atomic bomb
Upang maisagawa ang isang pagsabog ng nuklear, kinakailangan upang pagsamahin ang mga subcritical na piraso sa isang mahalagang subcritical na kabuuan, at pagkatapos ng koneksyon, pindutin ang gasolina upang panatilihin ito sa isang compact na estado upang
Pagsukat ng kapasidad ng gasolina habang nasusunog ang gasolina
Upang simulan ang reaktor, upang maabot ang kapangyarihan, kailangan mong magkaroon ng margin ng reaktibiti, i.e. Keff ~ 1.3. Habang tumatakbo ang reactor, ito ay nagiging lason. Sa loob ng 20 oras, isang reactivity margin na 0.05 ang gagamitin,
Perturbation theory sa one-group effective approximation
; Magkaroon tayo ng hindi nababagabag na reactor. Ang neutron flux sa loob nito ay sumusunod sa diffusion equation (wave equation): ; Hayaan sa maliit na volume
Mga tampok ng isang heterogenous reactor
Ang pagsasaalang-alang sa teorya ng mga nuclear reactor ay maginhawang nahahati sa 2 bahagi: 1. Microscopic theory, na tumatalakay sa pagkalkula ng K at M2. Ang mga dami na ito ay mahalagang panloob na x
Ang mga pangunahing epekto ng paglalagay ng uranium sa anyo ng mga bloke
1. Ang internal block effect para sa posibilidad na maiwasan ang resonant capture ay dahil sa mga panlabas na peak ng resonant absorption sa uranium 238. Tinitiyak ng pagkakaroon ng malakas na resonant absorption.
Pagkalkula ng multiplication factor para sa mga heterogenous system
Ang thermal utilization factor f ay ang ratio ng bilang ng mga thermal neutron na hinihigop ng gasolina sa kabuuang bilang ng mga thermal neutron. Ang gasolina at moderator sa isang heterogenous na reactor ay ganap
Mabilis na neutron multiplication factor
Sa isang homogenous na reactor, ang ε ay naiiba nang kaunti sa pagkakaisa. Para sa heterogenous 1.03 ¸ 1.06. Ang bawat isang daan ay nagkakahalaga ng timbang nito sa ginto, dahil ang maximum na posibleng kef = 1.08 para sa mga tagay
Lektura 4 Ang pagkalat ng mga neutron sa pamamagitan ng nuclei ay maaaring maging elastic o inelastic. Ang elastic scattering ay nangyayari sa pagtitipid ng kabuuang kinetic energy ng neutron at ng nucleus. Ang pagkawala ng enerhiya ng isang neutron E 1-E 2 na may isang elastic scattering ay karaniwang nailalarawan sa pamamagitan ng average na logarithmic energy loss (deceleration parameter) ξ = ‹In (E 1/E 2)› ≈ 2/(A + 2/3) ang bilang ng mga banggaan ndeputy ng isang neutron na may nuclei, na humahantong sa pagbagal nito mula sa paunang enerhiya hanggang sa thermal region (Et): ndet = ln(E 0/Et)/ ξ. isa
Upang pumili ng mga sangkap na maaaring magamit bilang mga moderator, ipinakilala ang konsepto ng kakayahan sa pagpapahinto, na nagpapakita hindi lamang ng halaga ng average na pagkawala ng enerhiya sa isang banggaan, ngunit isinasaalang-alang din ang bilang ng mga naturang banggaan sa isang dami ng yunit ng isang sangkap. . Ang produktong ξ Σs, kung saan ang Σs ay ang macroscopic scattering cross section, ay isinasaalang-alang ang parehong mga salik sa itaas, kaya ang halaga nito ay nagpapakita ng kakayahan sa pagmo-moderate ng isang substance. Kung mas mataas ang halaga ng ξ Σs, mas mabilis na bumagal ang mga neutron at mas maliit ang dami ng bagay na kinakailangan upang pabagalin ang mga neutron. 2
Ang moderator ay dapat magkaroon ng isang minimum na absorbing capacity sa hanay ng thermal energies, at ang absorbing capacity ng isang substance ay nailalarawan sa halaga ng Σa, t. Samakatuwid, ang pangunahing katangian ng mga substance na ginagamit bilang isang moderator ay ang moderation coefficient kde, na kung saan ay nagpapakita ng kakayahan ng isang sangkap hindi lamang upang pabagalin ang mga neutron, kundi pati na rin upang panatilihin ang mga ito pagkatapos ng pagbabawas ng bilis: kdet = ξ Σs / Σа, t. Ang mas maraming kdet, ang mas intensively thermal neutrons maipon sa moderator dahil sa malaking kakayahan sa pagmo-moderate ng ang sangkap at mahinang pagsipsip ng mga neutron sa loob nito. Ang mga sangkap na may mataas na halaga ng kzam ay ang pinaka-epektibong mga moderator (tingnan ang Talahanayan 2. 2). Ang pinakamahusay na moderator ay mabigat na tubig, ngunit ang mataas na halaga ng mabigat na tubig ay naglilimita sa paggamit nito. Samakatuwid, ang ordinaryong (magaan) na tubig at grapayt ay malawakang ginagamit bilang mga moderator. 3
Sa proseso ng pagbagal sa thermal region, ang neutron ay nakakaranas ng malaking bilang ng mga banggaan, habang ang average na displacement nito (sa isang tuwid na linya) ay nangyayari sa layo ‹kapalit› mula sa lugar ng henerasyon (tingnan ang Fig. 2. 8. ). Ang halagang Ls= 1/2 ay tinatawag na haba ng deceleration, at ang parisukat ng haba ng deceleration ay tinatawag na neutron age τ. Pagkatapos bumagal sa thermal region, ang mga neutron ay random na gumagalaw sa medium sa medyo mahabang panahon, na nagpapalitan ng kinetic energy sa mga banggaan sa nakapaligid na nuclei. Ang paggalaw na ito ng mga neutron sa isang daluyan, kapag ang kanilang enerhiya ay nananatiling pare-pareho sa karaniwan, ay tinatawag na pagsasabog. Ang diffusion motion ng isang thermal neutron ay nagpapatuloy hanggang sa ito ay masipsip. Sa proseso ng diffusion, ang isang thermal neutron ay inilipat mula sa lugar ng kapanganakan nito patungo sa lugar ng pagsipsip, sa karaniwan, sa layo na ‹rdiff›. Ang halaga L = 1/2 ay tinatawag na diffusion length ng thermal neutrons. Ang average na distansya na ang isang neutron ay gumagalaw mula sa lugar ng kapanganakan nito (mabilis) patungo sa lugar ng pagsipsip nito (thermal) ay nailalarawan sa haba ng paglipat M: M 2 = τ + L 2. 4
5
3. 3. Paghihiwalay ng hanay ng enerhiya ng neutron sa isang nuclear reactor Sa buong iba't ibang mga proseso na nagaganap sa panahon ng interaksyon ng mga neutron sa nuclei, tatlo ang mahalaga para sa pagpapatakbo ng isang nuclear reactor: fission, radiation capture at scattering. Ang mga cross section ng mga pakikipag-ugnayan na ito at ang mga relasyon sa pagitan ng mga ito ay nakadepende sa enerhiya ng neutron. Karaniwan, ang mga pagitan ng enerhiya ay nakikilala para sa mabilis (10 Me. V-1 ke. V), intermediate o resonant (1 ke. V-0.625 e. V) at mga thermal neutron (-e. V). Ang mga neutron na ginawa sa panahon ng fission ng nuclei sa mga reactor ay may mga enerhiya sa itaas ng ilang kiloelectron volts, ibig sabihin, lahat sila ay nabibilang sa mga fast neutron. Ang mga thermal neutron ay tinatawag na dahil sila ay nasa thermal equilibrium kasama ang materyal ng reactor (pangunahin ang moderator), ibig sabihin, ang average na enerhiya ng kanilang paggalaw ay humigit-kumulang na tumutugma sa average na enerhiya ng thermal na paggalaw ng mga atom at molekula ng moderator. 6
Tulad ng makikita, para sa lahat ng mga moderator, ang diffusion time ay mas mahaba kaysa sa deceleration time, at ang pinakamalaking pagkakaiba ay nangyayari para sa mabigat na tubig. Nangangahulugan ito na sa isang malaking volume ng moderator, ang bilang ng mga neutron na may thermal energy ay humigit-kumulang 100 beses na mas malaki kaysa sa bilang ng lahat ng iba pang mga neutron na may mas mataas na enerhiya. siyam
Ang mga istrukturang materyales at gasolina ay katamtaman ang mga neutron nang mahina kumpara sa mabigat o magaan na tubig. Sa mga graphite reactor, ang dami ng moderator sa cell ay makabuluhang lumampas sa dami ng mga fuel assemblies, at ang edad ng mga neutron sa reactor ay malapit sa edad ng mga neutron sa graphite 10
Multiplication factor Upang pag-aralan ang isang fission chain reaction, ang multiplication factor ay ipinakilala, na nagpapakita ng ratio ng bilang ng mga neutron ni ng anumang henerasyon sa kanilang bilang na ni-1 sa nakaraang henerasyon: k = ni/ ni -1 11
MGA YUGTO NG ISANG SARADO NA NEUTRON CYCLE Ang halaga ng k∞ sa isang breeding medium na naglalaman ng nuclear fuel at isang moderator ay tinutukoy ng partisipasyon ng mga neutron sa sumusunod na apat na proseso, na kumakatawan sa iba't ibang phase ng closed neutron cycle: 1) fission ng thermal neutrons, 2) fission sa pamamagitan ng mabilis na neutrons, 3) moderation ng fast neutrons. neutrons sa thermal region, 4) diffusion ng thermal neutrons sa pagsipsip sa nuclear fuel 12
1. Fission sa mga thermal neutron (10 -14 s). 1) Ang thermal neutron fission ay nailalarawan sa pamamagitan ng thermal neutron fission coefficient η, na nagpapahiwatig ng bilang ng mga pangalawang neutron na ginawa sa bawat absorbed thermal neutron. Ang halaga ng η ay depende sa mga katangian ng fissile na materyal at ang nilalaman nito sa nuclear fuel: η = νσf 5/(σf 5 + σγ 8 N 8/N 5). Ang pagbaba sa η kumpara sa bilang ν ng pangalawang neutron na ginawa sa panahon ng fission) ay dahil sa radiative capture ng neutrons ng 235 U at 238 U nuclei, na mayroong mga konsentrasyon ng N 5 at N 8, ayon sa pagkakabanggit (para sa kaiklian, ipahiwatig namin ang huling digit ng mass number ng nuclide sa subscript). labintatlo
Para sa nuclide 235 U (σf 5 = 583.5 b, σγ 5 = 97.4 b, N 8 = 0) ang halaga η = 2.071. Para sa natural na uranium (N 8/N 5 = 140) mayroon kaming η = 1, 33.14
2. Fission sa mabilis na mga neutron (10 -14 s.). Ang bahagi ng pangalawang neutron na ginawa sa panahon ng fission ay may enerhiya na mas malaki kaysa sa enerhiya ng 238 U fission threshold. Ito ay nagiging sanhi ng fission ng 238 U nuclei. Gayunpaman, pagkatapos ng ilang banggaan sa moderator nuclei, ang neutron energy ay bumaba sa ibaba ng threshold na ito at ang huminto ang fission ng 238 U nuclei. Samakatuwid, ang pagpaparami ng neutron dahil sa 238 U fission ay sinusunod lamang sa mga unang banggaan ng ginawang mabilis na mga neutron na may 238 U nuclei. Ang bilang ng mga ginawang pangalawang neutron bawat hinihigop na mabilis na neutron ay nailalarawan sa pamamagitan ng mabilis na neutron fission coefficient μ. labing-anim
3. Pag-moderate ng mabilis na mga neutron sa thermal region (10 -4 s) Sa resonant energy region, 238 U nuclei ang pangunahing absorber ng moderating neutrons. Ang posibilidad na maiwasan ang resonant absorption (coefficient φ) ay nauugnay sa density N 8 ng 238 U nuclei at ang kakayahan sa pagmo-moderate ng medium ξΣs sa pamamagitan ng kaugnayan φ = exp[ – N 8 Iа, eff/(ξΣs)]. Ang dami ng Ia, eff, na nagpapakilala sa pagsipsip ng mga neutron ng isang indibidwal na 238 U nucleus sa resonant energy region, ay tinatawag na effective resonant integral. 17
Kung mas malaki ang konsentrasyon ng 238 U nuclei (o nuclear fuel Nfl) kumpara sa konsentrasyon Ndm ng moderator nuclei (ξΣs = ξσs. Ndm), mas mababa ang halaga ng φ 18
Pagsasabog ng mga thermal neutron bago ang pagsipsip sa nuclear fuel (10 -3 s). Ang mga neutron na nakarating sa thermal region ay sinisipsip ng fuel nuclei o ng moderator nuclei. Ang posibilidad ng pagkuha ng mga thermal neutron sa pamamagitan ng fuel nuclei ay tinatawag na thermal neutron utilization factor θ. θhet = Σa, yatΦat/(Σa, yatΦyat + Σa, zamΦzam) = Σa, yat/(Σa, yat + Σa, zamΦzam/Φyat). labinsiyam
Tinutukoy ng apat na prosesong isinasaalang-alang ang balanse ng mga neutron sa multiplying system (tingnan ang Fig. 3. 3). Bilang resulta ng pagsipsip ng isang thermal neutron ng anumang henerasyon, ημφθ neutron ang lilitaw sa susunod na henerasyon. Kaya, ang multiplication factor sa isang infinite medium ay quantitatively expressed sa pamamagitan ng formula ng apat na factor: k∞ = n ημφθ/n = ημφθ. 20
kanin. 3. 3 Neutron cycle ng fission chain reaction sa mga thermal neutron sa kritikal na estado (k∞ = ημφθ = 1). 21
Ang unang dalawang coefficient ay nakasalalay sa mga katangian ng nuclear fuel na ginamit at nailalarawan ang pagsilang ng mga neutron sa kurso ng isang fission chain reaction. Ang mga coefficient φ at θ ay nagpapakilala sa kapaki-pakinabang na paggamit ng mga neutron, ngunit ang kanilang mga halaga ay nakasalalay sa mga konsentrasyon ng moderator nuclei at gasolina sa kabaligtaran na paraan. Samakatuwid, ang produkto φθ at, dahil dito, k∞, ay may pinakamataas na halaga sa pinakamainam na ratio Nsub/Nat. 22
isang fission chain reaction ay maaaring isagawa gamit ang iba't ibang uri ng nuclear fuel at moderator: 1) natural uranium na may heavy water o graphite moderator; 2) mababang enriched uranium sa anumang moderator; 3) lubos na pinayaman ang uranium o artipisyal na nuclear fuel (plutonium) na walang moderator (mabilis na neutron fission chain reaction). 23
Pagsasabog ng mga neutron Pagsasabog neutrons, ang pagpapalaganap ng mga neutron sa matter, na sinamahan ng maraming pagbabago sa direksyon at bilis ng paggalaw bilang resulta ng kanilang mga banggaan sa atomic nuclei. D. ang mga neutron ay katulad ng D. sa mga gas at sumusunod sa parehong mga batas (tingnan. Pagsasabog). Ang mga fast neutron, ibig sabihin, ang mga neutron na may enerhiya na maraming beses na mas malaki kaysa sa average na enerhiya ng thermal motion ng mga particle ng medium, nagbibigay ng enerhiya sa medium sa panahon ng D. at bumagal. Sa mahinang pagsipsip ng media, ang mga neutron ay pumapasok sa thermal equilibrium kasama ang medium (thermal neutrons). Sa isang walang hangganang daluyan, ang isang thermal neutron ay kumakalat hanggang sa ito ay masipsip ng isa sa atomic nuclei. D. ng thermal neutrons ay nailalarawan sa pamamagitan ng diffusion coefficient D at ang average na parisukat ng distansya mula sa punto ng pagbuo ng isang thermal neutron hanggang sa punto ng pagsipsip nito, katumbas ng L 2
T = 6Dt , kung saan ang t ay ang average na buhay ng isang thermal neutron sa isang medium.
Upang makilala ang D. ang mga mabilis na neutron ay gumagamit ng average na parisukat ng distansya L 2
B sa pagitan ng punto ng pagbuo ng isang mabilis na neutron (sa isang nuclear reaction, halimbawa, isang fission reaction) at ang punto ng pagbagal nito sa thermal energy. Sa mesa. ibinigay para sa ilang halaga ng media L 2
T para sa mga thermal neutron at L 2
B para sa mga neutron na ibinubuga sa fission ng uranium.
L na halaga 2
T&L 2
B para sa ilang mga sangkap
L 2
T , cm 2
L 2
B, cm 2
D2 0 ..... Beryllium Be .... Graphite C...
1.5 105
Sa D. sa isang limitadong medium, ang isang neutron ay lilipad sa mga limitasyon nito na may mataas na posibilidad kung ang kalahating laki (radius) ng system ay maliit kumpara sa halaga.
sa kabaligtaran, ang isang neutron ay masisipsip na may mataas na posibilidad sa isang daluyan kung ang radius nito ay malaki kumpara sa halagang ito.
D. ang mga neutron ay may mahalagang papel sa gawain mga nuclear reactor. Kaugnay nito, ang pagbuo ng mga nuclear reactor ay sinamahan ng isang masinsinang pag-unlad ng teorya ng neutron neutrons at mga pamamaraan para sa pang-eksperimentong pag-aaral nito.
Lit.: Bekurts K., Wirtz K., Neutron physics, trans. mula sa English, M., 1968.
Great Soviet Encyclopedia. - M.: Soviet Encyclopedia. 1969-1978 .
Tingnan kung ano ang "Neutron Diffusion" sa ibang mga diksyunaryo:
Ito ang magulong galaw ng mga neutron sa bagay. Ito ay katulad ng pagsasabog sa mga gas at sumusunod sa parehong mga batas, ang pangunahing kung saan ay ang nagkakalat na sangkap ay kumakalat mula sa mga lugar na may mas mataas na konsentrasyon sa mga lugar na may ... ... Wikipedia
Ang pagpapalaganap ng mga neutron sa ve, na sinamahan ng maraming pagbabago sa direksyon at bilis ng kanilang paggalaw bilang resulta ng kanilang mga banggaan sa at. mga core. D. n. sa isang daluyan ay katulad ng pagsasabog ng mga atomo at molekula sa mga gas at sumusunod sa parehong ... ... Pisikal na Encyclopedia
- (mula sa Latin na diffusio na kumakalat na kumakalat, nagkakalat), ang paggalaw ng mga particle ng medium, na humahantong sa paglipat ng bagay at ang pagkakahanay ng mga konsentrasyon o sa pagtatatag ng isang balanseng pamamahagi ng mga konsentrasyon ng mga particle ng isang partikular na uri sa medium. Sa kawalan ng… … Malaking Encyclopedic Dictionary
I Diffusion (mula sa Latin diffusio spread, spreading) mutual penetration ng contact substances sa isa't isa dahil sa thermal motion ng mga particle ng substance. D. nangyayari sa direksyon ng pagbagsak ng konsentrasyon ng isang substance at humahantong sa ... ...
- (mula sa lat. diflusio na kumakalat, kumakalat, nagkakalat), ang paglipat ng mga particle ng iba't ibang kalikasan, dahil sa magulo. thermal motion ng mga molecule (atoms) sa isa o multicomponent gas o condenser. kapaligiran. Nagaganap ang paglipat na ito kapag... Chemical Encyclopedia
AT; mabuti. [mula sa lat. diffusio pamamahagi, pagkalat] 1. Phys. Mutual penetration ng magkadugtong na mga sangkap sa bawat isa dahil sa thermal paggalaw ng mga particle ng sangkap. D. mga gas. D. mga likido. 2. Interpenetration, interchange kaysa l. D.…… encyclopedic Dictionary
- (mula sa Latin diffusio spreading, spreading, scattering), ang paggalaw ng mga particle ng medium, na humahantong sa paglipat sa VA at equalization ng mga konsentrasyon o sa pagtatatag ng isang equilibrium distribution ng mga konsentrasyon ng mga particle ng isang partikular na uri sa medium. Sa kawalan ng… … Likas na agham. encyclopedic Dictionary
Ang pagbabawas ng kinetic energy ng mga neutron bilang resulta ng maraming banggaan sa atomic nuclei ng matter. Sa mga reaksyong nuklear (tingnan. Mga reaksyong nuklear), na pinagmumulan ng mga neutron, ang mga mabilis na neutron ay nabuo, bilang panuntunan (na may enerhiya ... Great Soviet Encyclopedia
Ang pagbaba sa kinetic enerhiya ng mga neutron bilang resulta ng kanilang paulit-ulit na banggaan sa at. mga core. Mekanismo ni Z. n. depende sa neutron energy. Ang sapat na mabilis na mga neutron ay gumugugol ng enerhiya Ch. arr. sa paggulo ng nuclei. Kapag nababawasan ang enerhiya... Pisikal na Encyclopedia
Ang huling yugto ng proseso ng pagmo-moderate ng neutron. Sa pagbaba ng kinetic neutron energies hanggang sa... Pisikal na Encyclopedia
