Гетерогенные реакторы.

одно новое деление. В этом случае коэффициент размножения будет равен единице.

Изменяя величину коэффициента размножения, мы можем управлять процессом, то есть изменять мощность ядерного реактора. Управление котлом обычно произво­дится с помощью стержня из кадмия или бористой стали (кадмий и бор очень жадно поглощают тепловые ней­троны). Такой стержень поглощает нейтроны на их пути между урановыми блоками, уменьшая число делений. Изменяя глубину погружения поглощающего стержня в реактор, можно тем самым изменять величину коэффи­циента размножения около значений, близких к еди­нице.

Значение коэффициента размножения для случая цеп­ного процесса с замедлителем необходимо несколько уточнить. Поскольку природный уран содержит большое- количество тяжелого изотопа, то нужно учесть также ту долю нейтронов, которая выделится за счет деления урана²³⁸ быстрыми нейтронами. Таких делений будет немного, но каждое из них даст добавочных два или три нейтрона. Это значит, что из уранового блока будет вы­летать уже больше быстрых нейтронов. В среднем вместо одного нейтрона за счет деления урана²³⁸ мы получим е нейтронов, где в есть величина, немного большая еди­ницы (обычно = 1,03).

Эти г нейтронов будут терять свою энергию в замед­лителе, и если они не успеют стать тепловыми до встречи с ядрами урана²³⁸, то последние могут их захватить: эти нейтроны потеряются. Обозначим долю нейтронов, избе­жавших такого захвата в уране²³⁸, через пфи. Так как всегда некоторое число нейтронов захватится тяжелым изотопом, то, очевидно, величина пфи будет меньше еди­ницы. Таким образом, останется епфи свободных нейтронов. Эти нейтроны имеют скорость, близкую к тепловой, и по­этому могут весьма активно производить деление ядер урана²³⁵. Однако часть тепловых нейтронов поглощается замедлителем, регулирующими стержнями из кадмия или бористой стали или просто различными примесями. Обо­значим через 0 ту долю тепловых нейтронов, которая поглотится ядрами урана²³⁵ и произведет их деление; при этом появляется т] новых нейтронов. В результате всех процессов в реакторе каждый быстрый нейтрон будет давать в среднем К = гср(Ь] вторичных нейтронов.

Произведение всегда меньше единицы. Если в каче­стве замедлителя применяется тяжелая вода, то в случае природного урана срО примерно равно 0,9. Если учесть, что е = 1,03 и ню=1,33, то получим для ядерного реак­тора на тяжелой воде следующее максимальное значение для коэффициента размножения:

К= 1,03 • 0,9 • 1,33 = 1,22.

Для графитового реактора срО примерно равно 0,79, и поэтому коэффициент размножения значительно меньше: К = 1,07.

В работающем ядерном реакторе непрерывно проис­ходит деление ядер урана²³⁵. Накапливающиеся в урано­вых блоках «осколки»