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»

Страница 2 of 3« First...23