Ядерные реакторы коэффициент размножения

В них в отличие от ядерной бомбы цепная реакция деления удерживается на стационарном уровне. Это технически осуществимо вследствие наличия запаздывающих нейтронов — можно реализовать почти стационарный режим работы реактора, при котором время удвоения мощности, выделяемой в цепной реакции, имеет порядок единиц минут. Соответственно, для регулирования коэффициента размножения нейтронов и мощности реактора в этом режиме, достаточно иметь управляющую систему с быстродействием порядка десятков секунд. Управление реактором осуществляется введением в его активную зону или поглотителей нейтронов, или, наоборот, дополнительного делящегося материала — источника нейтронов. Применяется также регулирование величины утечки нейтронов из активной зоны реактора. [c.117]

Из формулы определения коэффициента размножения следует, что его величину можно изменить в зависимости от выбранных условий в том или ином направлении и тем самым регулировать развитие цепной реакции. Проведение реакции в стационарном режиме осуществляется в ядерных реакторах. Как во взрывных устройствах, так и в реакторах для уменьшения вероятности утечки нейтронов и сокращения критических размеров систему, содержащую делящееся вещество, окружают отражателем. В качестве отражателей могут быть использованы и замедлители нейтронов графит, ВеО, D2O. [c.416]

Изменения температуры в реакторе влияют на плотность нейтронов и, следовательно, на коэффициент размножения двумя принципиально различными путями, а именно изменяя ядерные (или микроскопические) свойства материалов, а также плотность и размеры (макроскопические свойства) компонента реактора. [c.219]

В ядерных реакторах, служащих для производства энергии, используемой в мирных целях (атомные электростанции), коэффициент размножения немного более 1 и достигает примерного значения 1,08. Для регулировки работы ядерных реакторов, т. е. для поглощения избыточных нейтронов, в реактор вводят регулировочные стержни из кадмия и других веществ (сталь, содержащая бор), захватывающие нейтроны. [c.71]

Реакторы, в которых горючее и замедлитель составляют однородную смесь, носят название гомогенных реакторов. Ниже описан один из таких реакторов, в котором критическая масса ядер-иого горючего—урана-235 составляет всего лишь 800 г. В активной зоне реактора находится раствор в тяжелой воде сульфата сильно обогащенного урана (на 6 ч. 1 ч. Раствор помещен в сферический контейнер, который окружен защитой, состоящей из свинца (10 см), кадмия (несколько миллиметров) и бетона (150 см). Реактор охлаждается водой, циркулирующей по трубам в форме змеевика, расположенного внутри контейнера. Управляющие стержни изготовлены из кадмия. Интересная особенность реактора заключается в том, что цепная реакция поддерживается в нем на заданном уровне без помощи регулирующих стержней. Это связано с изменениями коэффициента размножения нейтронов даже при незначительных колебаниях концентрации ядерного горючего. При повышении температуры концентрация ядерного горючего уменьшается вследствие его теплового расширения, вызывая уменьшение коэффициента размножения и прекращение цепной реакции, до тех пор пока температура раствора урана не понизится до расчетного значения. [c.254]

Если внутри некоторого объема ядерного горючего началась неуправляемая цепная реакция, количество энергии, выделяющейся за ничтожные доли секунды, будет столь велико, что последует взрыв, так как число нейтронов, а вместе с ним и количество выделившейся энергии в каждый последующий момент будет больше, чем в предыдущий. Чтобы в некотором объеме выделить энергию, количество которой поддается регулированию, необходима установка, в процессе работы которой можно управлять величиной коэффициента размножения нейтронов. Такие установки называются ядерными реакторами. Цепную реакцию в таких реакторах необходимо начинать при коэффициенте размножения, незначительно превышающем единицу. Тогда плотность нейтронов внутри реактора, а вместе с ней и его тепловая мощность начнут возрас- [c.248]

Основными элементами большинства реакторов являются горючее и замедлитель нейтронов, составляющие активную зону (зону ядерной реакции), поглотитель нейтронов (регулирующий коэффициент размножения), отражатель нейтронов и защитное устройство, предохраняющее окружающую среду и обслуживающий персонал от действия потока нейтронов и у-излучения, выделяющегося при ядерных превращениях в реакторах. [c.249]

Однако, как ни медленно расходуется ядерное горючее, продолжительность работы реактора на одной загрузке горючего, или в течение одной кампании, ограничено. Это объясняется накоплением продуктов деления, сильно поглощающих нейтроны, приводящим в конце концов к уменьшению коэффициента размножения системы до величины, меньшей единицы, и к прекращению цепной реакции. Для повторного пуска реактора требуется загрузить в него свежее ядерное горючее. [c.250]

Определяющее значение для проектирования, пуска и последующей работы ядерного реактора имеет величина т. н. коэффициента размножения (Щ. Под последним понимается отношение числа вызывающих деление нейтронов на данной стадии процесса к их числу на его предыдущей стадии. [c.583]

Многогрупповой расчет дает о реакторе очень подробную информацию. Помимо коэффициента размножения, определяется пространственно-энергетическое распределение потоков, отправляясь от которого можно вычислить, например, распределение поглощения или делений нейтронов по энергиям и пространству или поток нейтронов различных энергий, испускаемых из реактора. Конечно, вводимая информация также очень подробна. Поэтому, раз многогрупповые уравнения запрограммированы для быстродействующих вычислительных машин, основные условия при расчете каждой системы приходится затрачивать на сбор нейтропно-физических констант и на вычисление усредненных сечений для различных групп. Однако даже от этой черновой работы удалось избавиться на многих из больших быстродействующих машин, где теперь имеются библиотеки соответствующих стандартных подпрограмм. Эти стандартные программы не только обеспечивают расчеты современными данными о ядерных сечениях всех элементов в иптервале энергий от тепловой до несколько мегаэлектроновольт, но также содержат различные процедуры усредтхепия для быстрой подготовки групповых констант. [c.391]

Управление цепной ядерной реакцией, т. е. уменьшение и увеличение коэффициента размножения, достигается вдвижением в реактор или выдвижением из ее урановых стержней и из металла, ядра которого захватывают нейтроны. [c.480]

Мюоны попадают в смесь дейтерия и трития, где каждый мюон катализирует 100 циклов dt-синтеза и освобождает 100 нейтронов с энергией 14,1 МэВ. Каждый нейтрон в окружающем синтезатор бланкете из смеси 238 бу осуществляет 1 деление и порождает 3,5 дополнительных нейтрона. Как и в случае термоядерного бланкета один из этих нейтронов используется на воспроизводство трития в реакции (16.1.4а), а оставшиеся 2,5 — на размножение ядерного топлива в реакциях (16.1.5). Таким образом, коэффициент умножения топлива в МК-бридерев 4-8 раз превышает этот коэффициент в быстром реакторе. [c.255]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология