proces în lanț. În centrul procesului de lanț este întotdeauna ekzoenergeticheskaya reacția cu proprietatea că este excitat de particula și dă naștere la particule secundare. Apariția în particula medie necesară determină un lanț după celelalte reacții care continuă la rupere din cauza pierderii unui proces de particule purtătoare. Principalele motive pentru pierderea - două: absorbția particulelor fără emisie de particule secundare și de îngrijire din domeniul de aplicare a substanței, care rulează o reacție în lanț. Dacă numai o singură particulă a purtătorului apare în fiecare act al reacției, reacția în lanț se numește drept. reacție în lanț neramificat nu poate deveni de sine stătătoare.
Dacă fiecare act de reacție apare mai mult de o particulă, există o reacție în lanț ramificat, deoarece unul dintre particulele secundare continuă lanțului, în timp ce altele dau un nou circuit, care se ramifica din nou. Este adevărat proces cu ramificare procese care conduc la întreruperea lanțului de concurente, iar situația actuală apare specifică pentru reacțiile cu lanț ramificat limita sau a unor fenomene critice. Dacă numărul este continuitate mai mult decât numărul de lanțuri în curs de dezvoltare, reacția în lanț este autosusține nu este posibilă. Dacă numărul de noi lanțuri formate depășește numărul de întreruperi, reacția în lanț se răspândește rapid tot volumul materialului cu apariția a cel puțin una dintre particulei inițiale. Starea critică se caracterizează prin egalitate între numărul de circuite noi și numărul de pauze.
reacție în lanț fisiunea. grele nucleu neutron excitat de unul, iar rezultatul apare mai mult decât neutron. Prin urmare, reacția de fisiune poate genera un lanț autoîntreținută purtători de reacție vor servi neutroni.
factorul de multiplicare. Deoarece fiecare lanț începe o nouă particulă, reproducerea este particule circuite de reproducere. Prin urmare, pentru a descrie dezvoltarea fenomenelor de reacții în lanț ramificat utilizează conceptul de factor de multiplicare a particulelor, prin care, ulterior, va presupus întotdeauna neutroni. Fiecare neutron implicate în lanțul de proces, se extinde ciclul de tratament: născut în reacția de fisiune, există ceva timp într-o stare liberă, atunci fie se pierde, sau generează o nouă fisiune și oferă următoarea generație de neutroni. Neutron factor de multiplicare k este raportul dintre numărul de următoarea generație de neutroni la numărul de generația anterioară în întregul volum al mediului de multiplicare neutroni. generarea continuă de neutroni în timpul lor de circulație sunt separate prin ciclul mediu de neutroni.
Starea critică caracterizată prin starea k = 1. pentru k<1 состояние вещества называется подкритическим и цепная реакция затухает, если в начальный момент в среде существовало какое-то число нейтронов, а если в начальный момент нейтронов не было, то цепная реакция вообще невозможна. В надкритическом состоянии k>1 și o reacție în lanț de o avalanșă crește atâta timp cât puterea pentru orice motiv nu va k<1. Поскольку тяжелые ядра могут делиться самопроизвольно, то какое-то малое число нейтронов всегда присутствует в среде, включающей тяжелые нуклиды, а значит, всегда находится первый нейтрон, начинающий цепной процесс. Кроме того, свободные нейтроны появляются повсюду как продукты ядерных реакций, возбуждаемых космическими частицами, так что при достижении состояния с k>1 reacție în lanț de fisiune începe de la sine și imediat.
reactor nuclear. Realizarea stării critice este de cel mai mare interes din punct de vedere al obținerii unei surse de energie controlată. În stare critică, numărul de neutroni nu se modifică în timp. În consecință, numărul de fisiuni pe unitate de timp, și, prin urmare energia, sunt constante.
Introducere pentru a multiplica o cantitate suplimentară de material fisionabil conduce la reacții de circuite de reproducere excesive adică însoțită de o creștere a k. Dimpotrivă, introducerea de absorbant de neutroni crește numărul de circuite deschise și reduce k. Mai mult decât atât, aplicarea reflectori substanțe a căror neutroni mișcare în apropierea medie roazmnozhayuschey reduce sau crește pierderea de neutroni din cauza scurgerilor, care se schimbă, de asemenea, numărul de circuite deschise. Manipularea acestor controale permite să înceapă o reacție în lanț, pentru a atinge orice nivel de putere, pentru a menține regimul de la starea de echilibru în stare critică și a termina procesul de lanț. Instalarea o reacție în lanț de fisiune controlată și reprezintă un reactor nuclear. Acea parte a reactorului, care conține material fisionabil, și în care se execută o reacție în lanț de fisiune autoîntreținută, numit miezul reactorului.
Parametrii critici. Contactarea factorul de multiplicare în unitatea de echilibrare se realizează de multiplicare a neutronilor cu pierderile lor. Pierderile sunt de fapt două motive: capturarea unui neutron fără fisiune neutroni scurgeri în afara mediului de multiplicare. Contribuția în procesul de a pierde neutron dezintegrarea beta este neglijabilă datorită diferenței foarte mari între durata de viață a neutronului în reactor (10 -3) și durata de viață liberă de neutroni (
10 3 s). Competiția dintre procesele de divizare și captare radiativ în primul rând determinată de raportul dintre fisionabil și a altor materiale din volumul miezului reactorului. neutronii Scurgerile din miezul depinde de mărimea și geometria acestuia.
Problema determinării condițiilor în care k = 1 este de obicei împărțită în două părți: prima parte este determinată de factorul de multiplicare în mediu, fără scurgeri, adică într-un mediu infinit. Factorul de multiplicare corespunzător, numit factor de multiplicare infinit în mediu ko. Este evident că k Dacă ko> 1, atunci există întotdeauna cantitatea de mărime finită, care poate fi obținută prin condiția: unde # 969; este fracțiunea din numărul total de neutroni generat în reactor absorbit în miez, sau probabilitatea de scurgere a neutronilor evita din volumul final al miezului. Raportul de pierdut din cauza scurgerilor de neutroni cu egal 1- # 969;. număr # 969; Aceasta depinde de dimensiunile geometrice și pot fi arbitrar mici pentru reducerea cantității de dimensiuni zony.Geometricheskie active ale miezului, ceea ce corespunde la k = 1. Ei au numit dimensiune critică. și masa de material fisionabil în volumul critic - masa critică. materiale fisionabile. În materialele fisionabile pure, cum ar fi 235 de reacție în lanț U. ușor de administrat. Dacă vom neglija încetinerea neutroni în împrăștierea inelastică, putem presupune că neutronii cauza fisiune, având o energie de 2 MeV. Numărul de neutroni secundari în această energie a neutronilor este egal cu 2,68. Captura radiativ pe U 235 reduce factorul de multiplicare: Dacă utilizați datele din tabelul 4.56, obținem ko = 2,58. De o mare importanță rezultate ko într-o masă critică relativ mică. Tabelul 4.7 prezintă masa critică a corpurilor sferice din material fisionabil și raze corespunzătoare a bilelor critice. Tabelul 4.6. Secțiunile transversale 238 U și 235 U la E = 2 MeV. Trebuie remarcat faptul că aplicarea reflectoarele de neutroni masa critică poate fi redus de 2-3 ori mai mici listate în tabel. Pure costul materialelor fisionabile este foarte mare, iar utilizarea lor este limitată în principal ținte militare. Pentru energie într-un reactor nuclear folosește naturale sau ușor îmbogățit uraniu izotop U 235. uraniu natural. În mod natural uraniul are următoarea compoziție izotopică: Datorită concentrației foarte scăzute de 235 U de reacție în lanț de preparare direct în uraniu natural metalic imposibil. Deoarece secțiunile 238 U și 235 U la energii mari de neutroni diferă ușor, iar concentrația de U 235 în uraniu natural este mic, 235 U nu joacă un rol semnificativ în reproducerea neutronilor, și 238 U de a sustine o reacție în lanț de fisiune poate din următoarele motive. Deși energia 2 MeV 238 U secțiune transversală de fisiune a unei valori apreciabile, scade rapid odată cu scăderea energiei aproape dispare la o energie de 1 MeV. Doar jumătate dintre neutronii din spectrul are o energie mai mare de 2 MeV, dar aceste neutroni in ciocniri cu nucleele 238 U sunt supuse în principal imprastiere inelastice, și nu provoacă fisiune, ca # 963; n „este mult mai mare decât # 963; f. Ca rezultat, doar 10% din neutroni vor avea timp să fie supuse miez diviziunii 238 U., înainte energia neutronilor va fi redusă la valori sub pragul de fisiune. Metalul uraniu ko ajunge la unitatea numai atunci când U 235 îmbogățirea izotopului până la 5%. Cu toate acestea, reacția în lanț pot fi obținuți din amestecuri de substanțe naturale sau slab îmbogățit cu conținut de uraniu neutronilor moderat. Atunci când un număr suficient de mare de nuclee de moderator de neutroni, mai degrabă încetini la energia termică absorbită decât 238 U. Secțiunea transversală de absorbție în regiunea termică a 235 U este de 250 de ori mai mare decât cea de 238 U. Prin urmare, chiar și pentru amestecul natural al 235 U absorbție nuclee este mai probabilă. În amestecuri cu proprietăți slab absorbante - apa grea, grafitul și beriliul poate ajunge la starea critică pentru uraniu natural. reactor Omogen și eterogenă. Dacă încetinitorul și uraniu face un amestec uniform, cum ar fi sarea de uraniu dizolvat în apă, reactorul se numește omogen. În cazul în care uraniul este plasat în moderator sub formă de blocuri separate, numit reactor eterogen. De obicei, combustibilul din reactor eterogen este în barele de combustibil, care sunt pentru comoditatea de a merge supraîncărca ansamblurilor de combustibil sau ansamblurilor de combustibil (combustibil) de asamblare.articole similare