1 Уравнение реактора в одногрупповом приближении: физический смысл уравнения и его слагаемых Как отмечалось, важнейшей задачей физики ЯР является нахождение простанственно-энергетического распределения потока нейтронов. Поэтому важно получить исходное уравнение, решение которого позволит получить искомое распределение. В курсе «Теория переноса» было рассмотрено диффузионно-возрастное приближение, суть которого состоит в следующем: в размножающей среде замедляющиеся (надтепловые) нейтроны испытывают только замедление, а тепловые нейтроны – только диффузию. При этом поведение замедляющихся нейтронов описывалось уравнением возраста, а поведение тепловых – уравнением диффузии. Так как одногрупповое приближение подразумевает то, что все процессы в ЯР обусловлены тепловыми нейтронами, то уравнение диффузии и является тем искомым уравнением для потоков нейтронов. Вместе с тем тепловые нейтроны рождаются при замедлении надтепловых, следовательно для корректного решения необходимо рассмотреть не отдельно уравнение диффузии, а рассмотреть это уравнение совместно с уравнением возраста. Сделаем ряд допущений. Пусть среда ЯР слабопоглощающая (что соответствует большим реакторам). Тогда предположим, что захват нейтронов в процессе замедления отсутствует, следовательно, поведение замедляющихся нейтронов можно описать уравнением возраста без учета поглощения: , где - плотность замедления, τ – возраст нейтронов. Кроме того, предположим, что все резонансное поглощение сосредоточено на границе раздела тепловой и замедляющей области, где плотность замедляющихся нейтронов изменяется скачком в  раз ( - вероятность избежать резонансного захвата), следовательно, часть замедляющихся нейтронов не избежит резонансного поглощения. Таких нейтронов будет . Другая часть замедляющихся нейтронов избежит резонансного поглощения и станет источником тепловых нейтронов: . Таким образом, для корректного получения требуемого уравнения надо рассмотреть уравнение диффузии совместно с уравнением возраста: , (1) , (2) где (r) –поток тепловых нейтронов. Для окончательной постановки задачи необходимо задать начальные условия. В качестве начального условия используется выражение для скорости генерации быстрых нейтронов при делении. Известно, что рожденные в делении быстрые нейтроны имеют возраст  = 0. Таким образом, начальное условие может быть записано как выражение для плотности замедления при  = 0: . Определим его. Известно, что рождение нейтронов в процессе деления обусловлено поглощением тепловых нейтронов. Прежде чем в делении родится быстрый нейтрон, тепловой нейтрон должен поглотиться в топливе и затем вызвать деление. Согласно формуле 4-х сомножителей вероятность этого равна . При этом сами быстрые нейтроны могут вызывать рождение новых быстрых нейтронов (вероятность такого - µ). Следовательно, вероятность рождения быстрого нейтрона при поглощении одного теплового составляет . Скорость поглощения тепловых нейтронов в единице объема в единицу времени (количество поглощенных тепловых нейтронов) составляет . Таким образом, начальное условие выглядит следующим образом: . Перейдем к рассмотрению системы уравнений (1) и (2). Первоначально рассмотрим уравнение (1). Пусть в функции переменные разделяются следующим образом: (3). Подставим (3) в (1) и разделим переменные: . (4) Видно, что в (4) в левой части стоят функции, зависящие только от r, а в правой – только от . Такое уравнение будет иметь решение, если каждая часть равна постоянной. Приравняем каждую часть (4) к постоянной вида и получим: , (5) , (6) Уравнение (6) решается методом прямого интегрирования . (7) Величина X(0) определяется из начального условия: Окончательно выражение (7) принимает вид: . Тогда функция плотности замедления будет выглядеть следующим образом: . (8) Подставим (8) в уравнение (2) . Приведем подобные слагаемые, разделим обе части на D: , зная, что квадрат длины диффузии , имеем . (9) Таким образом, выражение (9) есть уравнение диффузии с учетом уравнения возраста, и при его решении можно найти искомое распределение потока нейтронов в ЯР в рамках одногруппового приближения. Сравнивая выражение (9) с выражением (5), видно, что выражение (5) также является исходным уравнением для ЯР в одногрупповом приближении. При этом сравнении можно установить, что . (10) Видно, что параметр , определяемый трансцендентным уравнением (10) зависит только от материального состава ЯР и поэтому называется материальным параметром. В свою очередь уравнение (5) , где материальный параметр определяется из решения уравнения (10), называется уравнением реактора в одногрупповом приближении (или волновым уравнением). С практической точки зрения важным является случай, когда рассматривается большой реактор, в котором геометрические размеры много больше пробегов нейтронов. Это значит, что справедливо выражение τ<<R² (R - геометрические размеры системы). Тогда функция экспоненты в выражении (10) изменяется слабо и ее с хорошей точностью можно разложить в ряд, ограничившись первым непостоянным членом разложения: . Подставляя это в выражение (10) получаем: (11) При k_∞ , близком к 1, выражение (11) еще более упрощается: , (12) где M² – площадь миграции нейтронов в процессе замедления и диффузии

2 Конструкция ввэр-1000: шахта внутрикорпусная

Шахта (рис.5) представляет собой сварную цилиндрическую обечайку, имеющую вверху фланец, которым шахта опирается на внутренний выступ во фланце корпуса реактора, а внизу перфорированное днище, в которое установлены опорные перфорированные трубы трех типов для хвостовиков тепловыделяющих сборок (ТВС). Количество опорных труб в шахте реактора ВВЭР-1000 соответствует числу ТВС - 163 штуки.

Внутри шахты на уровне активной зоны размещенавыгородка. Тепловыделяющие сборки (ТВС) установлены внутри выгородки на опорные стаканы шахты. Блок защитных труб (БЗТ), поджимаемый крышкой верхнего блока, опирается на подпружиненные головки ТВС.

Внутрикорпусная шахта изготовлена из коррозионно - стойкой нержавеющей стали (08Х18Н10Т). Она предназначена для организации потока теплоносителя внутри корпуса реактора, размещения в ней выгородки, тепловыделяющих сборок (активной зоны) и блока защитных труб. Шахта и выгородка являются составными частями защиты металла корпуса реактора от воздействия нейтронного и гамма - излучений, исходящих из активной зоны реактора. Одновременно шахта и выгородка входят в состав железо - водного отражателя, где основным отражателем является теплоноситель первого контура.

Шахта внутрикорпусная закреплена в корпусе реактора.

Сверху своим фланцем шахта опирается на внутреннюю проточку в горловине корпуса с обеспечением равномерного кольцевого зазора между шахтой и кольцом – разделителем потока корпуса.

На горизонтальной поверхности фланца шахты размещены три торовых сектора (упругие элементы), через которые шахта удерживается от всплытия крышкой верхнего блока. Торовые секторы изготовлены из нержавеющих труб 63х5 мм, наружная и внутренняя поверхности которых электрохимполированы или светло - травлены, и закреплены тремя шпильками М20. Всего на торце шахты имеется 9 отверстий М20 для закрепления трёх упругих трубчатых элементов. Во фланце шахты также выполнены: 24 резьбовых гнезда М48, предназначенных для закрепления устройства для её подрыва и транспортировки в вертикальном положении; 3 паза под шпонки направляющих паза длинной 410 мм для ориентации блока защитных труб и устройства для транспортировки шахты и 12 пазов шириной 100 мм под шпонки фланца корпуса для ориентации ее в плане. Шпонки, входящие в эти пазы, привариваются к внутренней поверхности фланца корпуса. Поперечный разрез по шпонке показан на рис.6.

Для разделения потоков «горячего» и «холодного» теплоносителя на наружной поверхности шахты выполнено кольцевое утолщение, контактирующее с внутренней поверхностью разделительного кольца корпуса реактора. Величина зазора между утолщением шахты и внутренней поверхностью разделительного кольца выбирается из условия минимальных напряжений и протечек при разогреве узлов реактора (разделительное кольцо с шахтой при рабочих параметрах имеет нулевой натяг, т.е. не имеет зазора).

От вибрации в продольном направлении и от всплытия шахта удерживается посредством 3^х упругих элементов из труб 63х5, размещенных реактора между крышкой и фланцем шахты.

Рисунок 5. Шахта внутрикорпусная

Демпферные трубы крепятся к фланцу шахты с помощью болтов М20 и цилиндрических шайб. При затяжке главного уплотнения реактора трубы упруго деформируются, создавая распорное усилие между крышкой и шахтой. Торовые секторы защищают шахту от «всплытия» и от вибрации при работе главных циркуляционных насосов. От вибрации в поперечном направлении закрепление шахты обеспечивается в трёх местах по высоте.

В верхней части – с помощью двенадцати шпонок, закрепленных на фланце корпуса. Закрепление верхней части шахты в корпусе допускает температурные осевые и радиальные перемещения ее относительно корпуса.

Закрепление шахты в средней части обеспечено посредством прижатия (защемления) ее по периметру к разделительному кольцу корпуса при разогреве шахты.

Нижняя часть шахты фиксируется в плане восемью шпонками, закрепленными на кронштейнах (виброгасителях), приваренных к цилиндрической части корпуса.

От падения вниз шахта удерживается фланцем, который закрепляется на внутреннем выступе на фланце корпуса реактора.

Равнодействующая сил, приложенных к шахте реактора с полной загрузкой, при четырёх работающих ГЦН направлена вниз и составляет 60 тонн.

Шахта имеет в нижней части шесть упоров на днище, расположенных симметрично относительно центра днища шахты. Размеры упоров: высота - 30 мм, диаметр - 60 мм. Упоры служат для удержания шахты в фиксированном положении в случае обрыва шахты и её падения на днище корпуса. При этом проход теплоносителя не будет перекрыт ввиду разности радиусов кривизны днища шахты и днища корпуса.

Рисунок 6. Фиксация шахты

Конструкция шахты и принцип ее закрепления в корпусе позволяют производить её извлечение из корпуса для возможности осмотра внутренней поверхности корпуса и патрубков.

Внутри нижней обечайки шахты выполнена кольцевая расточка для установки граненого пояса, который предназначен для ориентации верхней части опорных труб, установки на него и закрепление выгородки.

Граненый корпус крепится к днищу шахты при помощи 12-и штифтов диаметром 60 мм с последующей их обваркой с наружной стороны шахты. В граненом поясе шахты реактора ВВЭР-1000 имеются следующие вертикальные отверстия: 6 отверстий с резьбой М85х6, 3-и отверстия с переходным диаметром 86 на 50 мм, 27 отверстий с переходным диаметром 11,5 на 30 мм, 54 отверстия с переходным диаметром 8 на 30 мм.

Отверстия предназначены для ориентации при установке выгородки, закрепления ее, организации охлаждения элементов выгородки, размещения образцов-свидетелей корпусной стали («лучевых» сборок) и обеспечения железо - водного соотношения по высоте выгородки.

Нижняя часть шахты ( рис.7) состоит из перфорированного эллиптического днища и закрепленных в нем стаканов, верхние части которых образуют упорную плиту для установки и дистанционирования кассет активной зоны.

Крайние стаканы дистанционированы с помощью гранёного пояса, укрепленного на нижнем бурте цилиндрической части шахты.

Упорные стаканы установлены с шагом 236 мм и выполнены в виде перфорированных труб, верхняя часть которых представляет собой шестигранные призмы с центральными отверстиями диаметром 195 мм, в которые устанавливаются хвостовики кассет. На торце каждого стакана имеются пазы для ориентации кассеты с помощью фиксирующего штыря в плане. Перфорация труб выполнена в виде узких щелей (ширина щели 3 мм, длина -30 мм), что способствует задержанию из потока теплоносителя твердых частиц и защите ТВЭЛ от механических повреждений.

Хвостовики стаканов закреплены неподвижно в эллиптическом днище шахты, а шестигранные призмы - друг относительно друга с помощью отжимных винтов М36 и сварки.

Основной поток теплоносителя поступает в шахту в имеющиеся отверстия в днище и распределяется по ТВС через перфорированную часть опорных труб.

Профиль опускной щели между днищем шахты и внутренней поверхностью корпуса, а также степень перфорации шахты выбраны таким образом, чтобы пульсации и неравномерности скоростей потока теплоносителя перед входом в активную зону были минимальными.

Один раз в четыре года шахта должна выниматься из корпуса и подвергаться полному профилактическому осмотру и, при необходимости, ремонту в специальной шахте ревизии ВКУ.

Установка опорных труб (стаканов) в днище шахты показана на рис.7.

3 Реактор МКЭР – 1500: основные технические решения

Реактор МКЭР-1500 (рис. 1) проектируется как эволюционное развитие отечественных канальных водографитовых реакторов на тепловых нейтронах. Наряду с достоинствами современных отечественных водографитовых реакторов, в реакторной установке реализованы принципиально новые технологические решения, позволяющие значительно усовершенствовать технико-экономические показатели установки. При проектировании МКЭР-1500 основными направлениями для улучшения технико-экономических показателей являются: 

• увеличение электрической мощности энергоблока до 1500 МВт; 

• увеличение эффективности энергоблока (КПД ~35,2%) при высоком коэффициенте использования установленной мощности (~93%); 

• уменьшение стоимости топливного цикла за счет более высокого среднего выгорания топлива при более экономном расходе природного урана; 

• увеличение срока эксплуатации энергоблока; 

• обеспечение эффективного управления авариями. 

На сегодняшний день существует техническая основа проекта, содержащая: 

• проверенную инженерно-техническая практику проектирования; 

• отработанную технологию и производственные мощности по изготовлению всех элементов активной зоны и практически всего оборудования РУ (около 90 % оборудования РУ МКЭР-1500 уже освоено производством и не нуждается в дополнительном обосновании их надежности); 

• отработанную технологию строительно-монтажных и пуско-наладочных работ; 

• освоенную промышленностью технологию изготовления защитных оболочек из обычного железобетона диаметром 55-58 м; 

• выполненный НИОКР для обоснования технических решений реакторных установок РБМК-1000 и РБМК-1500; 

• апробированные и аттестованные средства анализа нейтронно-физических и теплогидравлических процессов, а также напряженно-деформированного состояния элементов конструкций;

•  методологию и средства оценки и проверки безопасности; аттестованные научно-технические и эксплуатационные кадры.

Принципиальная схема МКЭР-1500 показана на рис. 2, основные параметры энергоблока приведены в табл. 1. Реакторная установка МКЭР-1500 работает по одноконтурной схеме. В качестве замедлителя используется графит, теплоноситель - вода. Генерируемый в активной зоне пар отделяется от воды в барабанах-сепараторах и поступает в турбину. Применение более экономичного турбинного цикла позволило увеличить КПД установки до 35,2 %. Таким образом, при электрической мощности 1500 МВт тепловая мощность реактора составляет 4250 МВт. Отметим, что эксплуатируемые в настоящее время два блока Игналинской АЭС с РУ РБМК-1500 работают при практически такой же тепловой мощности. Рисунок 1. Реакторная установка МКЭР-1500 1 - контеймент, 2 - бак СПР, 3 - РЗМ, 4 - барабан-сепаратор, 5 - короб КГО, 6 - коммуникация пароводяная, 7 - реактор, 8 - трубопровод опускной, 9 - коллектор всасывающий, 10 - РГК, 11 - коллектор напорный, 12 - коммуникация водяная, 13 - ГЦН, 14 - бассейн-барботер

В отличие от реакторов РБМК (две петли), энергоблок с МКЭР имеет четыре петли многократной принудительной циркуляции, что позволяет уменьшить максимальные диаметры трубопроводов, используемых в КМПЦ, и, следовательно, увеличить защищенность установки при максимальной проектной аварии. Каждая из четырех петель включает в себя барабан-сепаратор, трубопроводы, подающие воду в ГЦН, и трубопроводы, подводящие воду в раздаточно-групповые коллекторы, из которых теплоноситель раздается по топливным каналам. Установленные на главных паропроводах быстродействующие отсечные задвижки (БЗОК) позволяют (в случае разгерметизации в любой петле) изолировать петли друг от друга. В каждой петеле предполагается использовать по три ГЦН новой конструкции. Прототипом ГЦН служат насосы ЦВН-12, разработанные и испытанные в 1986 г. для атомной энергетической установки РБМ-КП 2400. Основным достоинством этих насосов является двухскоростной режим работы, что позволяет отказаться от дополнительной регулирующей арматуры. Перегрузка топлива в реакторе МКЭР может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе. Это преимущество канальных реакторов позволяет добиться высокого коэффициента использования установленной мощности, более глубокого и равномерного выгорания топлива. Важной составляющей себестоимости энергии вырабатываемой на АЭС являются выгорание топлива и расход природного урана. Проведенные нейтроно-физические расчеты показали, что при начальном обогащении 2,4 % средняя глубина выгорания выгружаемого топлива составляет 30 МВт сут/кг, а расход природного урана - 16,7 гU/МВт ч(э). Отметим, что расход природного урана в энергоблоках с МКЭР-1500 меньше чем в существующих канальных реакторах РБМК в 1,5 раза и примерно в 1,65 раза меньше чем в реакторах ВВЭР-1000. В перспективном корпусном реакторе APWR (совместный проект усовершенствованного PWR мощностью 1350 МВтэл компаний Вестингауз и Мицубиси Хэви Индастри) расход природного урана - 17,8 гU/МВт.ч(э), что на 6,6 % больше, чем в реакторе МКЭР-1500. Таким образом, показатели использования топлива в реакторе МКЭР-1500 существенно выше достигнутых в настоящее время на действующих российских АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР и не уступают показателям перспективных западных реакторов корпусного типа. Реактор МКЭР-1500 так же, как и реакторы РБМК-1000, позволяет при наличии необходимого оборудования без ущерба для производства электроэнергии, при сохранении высокого уровня ядерной и радиационной безопасности осуществлять наработку различных радионуклидов технического и медицинского назначения, осуществлять процесс радиационного легирования различных материалов. Наиболее широко в современных радиационных технологиях (медицина, промышленность, охрана экологии) применяется радиоактивный изотоп 60Со, являющийся источником гамма-излучения. Опыт наработки 60Со в реакторах РБМК-1000 Ленинградской АЭС и проведенные расчеты показали возможность накопления приемлемых для практических целей значений удельной активности. Учитывая, что на мировом рынке цена кобальта с удельной активностью ( 100 Ки/г составляет ( 1 US $/Ки, стоимость годового производства кобальта в реакторе МКЭР-1500 может составить около 6 млн. US $. Это существенно превышает увеличение затрат на топливо, связанное с производством кобальта. По приближенной оценке доля дополнительных затрат на топливо составляет около ( 20 % от стоимости наработанного кобальта.

Рисунок 2. Принципиальная схема энергоблока с РУ МКЭР-1500

Таблица. 1. Технические характеристики энергоблока с РУ МКЭР-1500
Параметр	Значение
Тепловая мощность, МВт	4250
Электрическая мощность, брутто, МВт	1500
Коэффициент полезного действия, %	35,2
Срок службы, лет	50
Количество ТК	1661
Максимальная мощность ТК, кВт	3750
Высота активной зоны, м	7,0
Обогащение UO2 - топлива по 235U, %	2,4
Среднее выгорание выгружаемого топлива, МВт сут/кг	30,0
Расход природного урана, г/МВт ч(э)	16,7
Давление пара в сепараторах, МПа	7,35
Расход теплоносителя через реактор, т/ч	30804
Расход питательной воды, т/ч	8600
Температура питательной воды, °С	229
Среднее массовое паросодержание по реактору, %	27.8

Улучшение эффективности управления авариями основывается на ряде технических решений, позволяющих создать глубоко эшелонированную защиту реактора. К наиболее важным особенностям такой защиты относятся:

•  увеличение (по сравнению с РБМК) числа барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду (топливная матрица; оболочки тепловыделяющих элементов; границы контура циркуляции; двухслойная защитная оболочка (контейнмент)); 

•  отрицательный паровой и мощностной коэффициенты реактивности, что обеспечивает перевод реактора в подкритичное состояние при снижении расхода через реактор или при ошибочном росте мощности;

• отрицательный эффект обезвоживания активной зоны, который при потере теплоносителя, даже в случае отказа аварийной защиты, на начальной стадии процесса обеспечивает снижение мощности реактора; 

• отсутствие внутренних причин, которые могли бы привести к выделению общей реактивности больше доли запаздывающих нейтронов; 

•  малый запас реактивности на выгорание за счет использования перегрузки топлива на ходу, что приводит к сравнительно низкому весу стержней, обеспечивающих оперативный запас реактивности на регулирование; 

• отрицательный эффект обезвоживания контура охлаждения СУЗ при введенных в зону исполнительных органов одной из двух систем останова реактора, что обеспечивает подкритичность реактора при полной потере функции охлаждения; 

• близкий к нулю или слабо отрицательный эффект реактивности по температуре графитового замедлителя. 

• кластерные регулирующие органы и контур охлаждения СУЗ разделенный на две независимые петли;

•  пассивная система длительного расхолаживания реактора, которая обеспечивает отвод остаточного энерговыделения в активной зоне не менее 72 часов;

•  решения, обеспечивающие, при необходимости, сброс пара через главные предохранительные клапаны (ГПК), эквивалентный 100%-ной паропроизводительности реактора; 

• разделение контура циркуляции теплоносителя на четыре независимые петли, что позволяет уменьшить диаметр наиболее больших трубопроводов; 

• современная система управления составляющая комплекс локальных управляющих систем, которые выполняют необходимый перечень технологических задач, объединенных вычислительной сетью энергоблока и имеющих для наиболее ответственных функций непосредственное взаимодействие с блочным и резервным пультами управления.

• высокая устойчивость системы регулирования и защиты к отказам за счет большого количества органов регулирования с индивидуальными приводами;

•  контрольно-измерительная система, отвечающая принятым требованиям по разделению, диверсификации и дублированию;

•  три подсистемы аварийного охлаждения активной зоны, (быстродействующая - от баллонов высокого давления; длительного расхолаживания - от насосов, и пассивная система длительного расхолаживания);

•  "шахматная" разводка ТК активной зоны, при которой теплосъем от ТК аварийных раздаточных групповых коллекторов обеспечивается теплоносителем в ТК неаварийных РГК;

•  обеспечение конструктивной целостности активной зоны как в быстропротекающих аварийных условиях при практически номинальных параметрах теплоносителя в контуре циркуляции (гипотетические разрывы ТК одного РГК), так и в условиях длительного перегрева активной зоны благодаря сбросу давления в контуре циркуляции и последующего расхолаживания реактора;

• локализация максимальных выбросов пароводяной смеси, пара и радиоактивных веществ под защитной оболочкой. 

Для предварительной оценки безопасности энергоблока с РУ МКЭР - 1500 были проведены вероятностный анализ и детерминистический анализ наиболее неблагоприятных аварий. Предварительный анализ нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных режимов показывает, что: 

• санитарно-защитная зона АЭС может быть ограничена размерами промплощадки станции, а граница зоны планирования защитных мероприятий может быть не более 3000 м; 

• вероятность тяжелого повреждения активной зоны равна ~ 10-6 1/реакторо×год, а вероятность крупного выброса активности во внешнюю среду ~ 10-7 1/реакторо×год.

Материалы проекта реакторной установки МКЭР-1500 учитывают современные и международные требования по безопасности АЭС, в частности требования и критерии МАГАТЭ в области безопасности для инновационных реакторов. Выполненные при проектировании требования эффективности и безопасности эксплуатации АЭС, защита от радиационной опасности - для общества и защита инвестиций - для атомной энергетики позволяют говорить о проекте РУ МКЭР-1500 как о наиболее перспективном для замещения мощностей Ленинградской АЭС.

4 Замедление нейтронов до тепловых энергий: цель замедления, зависимость σ_f (235) и σ_а(238) от энергии нейтронов, реакции замедления

Для нейтронов с энергиями доли эВ ÷ 10 кэВ наблюдаются максимумы в сечении взаимодействия при определённых значениях энергий нейтронов, характерных для данного вещества. Основные процессы - рассеяние и замедление нейтронов до тепловых скоростей. Энергии тепловых нейтронов (сотые доли эВ) не превышают энергии связи атомов в водородосодержащих молекулах. Поэтому в случае, если не происходит ядерной реакции, тепловые нейтроны могут вызвать лишь возбуждения колебательных степеней свободы, что приводит к разогреву вещества.     Важными процессами для тепловых нейтронов являются также ядерные реакции. Наиболее характерные из них - реакции радиационного захвата (n,γ). При уменьшении энергии нейтронов сечение упругого рассеяния (n,n) остается примерно постоянным на уровне нескольких барн, а сечение (n,γ) растет по закону 1/v, где v - скорость налетающего нейтрона. Поэтому для очень медленных нейтронов возрастает не только абсолютная, но и относительная роль реакций радиационного захвата.

Замедление нейтронов. Замедление нейтронов происходит при упругих столкновениях с ядрами, т.к. если до столкновения ядро покоилось, то после столкновения оно приходит в движение, получая от нейтрона некоторую энергию. Поэтому нейтрон замедляется. Однако это замедление нейтронов не может привести к их полной остановке из-за теплового движения ядер. Энергия теплового движения порядка kT. Если нейтрон замедлился до этой энергии, то при столкновении с ядром он может с равной вероятностью как отдать, так и получить энергию. Нейтроны с энергиями kT находятся в тепловом равновесии со средой. Поглощение и диффузия нейтронов происходят как во время замедления, так и после окончания этого процесса.     Практическая важность процесса замедления обусловлена тем, что в большинстве нейтронных источников (реактор, радон-бериллиевая ампула и т. д.) нейтроны рождаются в основном с энергиями от десятков кэВ до нескольких МэВ, в то время, как большинство важных в прикладном отношении нейтронных реакций, согласно закону "1/v", наиболее интенсивно идёт при низких энергиях нейтронов.     Для того чтобы понять основные закономерности процесса замедления нейтронов, рассмотрим сначала среднюю потерю энергии быстрого нейтрона при столкновении с ядром водорода – протоном. Так как массы нейтрона и протона примерно равны, то баланс энергии при столкновении имеет вид где E0, v – начальные энергия и скорость нейтрона, vn, vp – соответственно скорости нейтрона и протона после столкновения. Поскольку в системе центра инерции рассеяние изотропно, то в среднем протон и нейтрон и в лабораторной системе имеют после столкновения одинаковые энергии (благодаря равенству их масс): . (4) где E1 – средняя энергия нейтрона после столкновения. Таким образом, в водороде энергия нейтрона в среднем уменьшается вдвое при каждом столкновении. Если нейтрон сталкивается не с протоном, а с более тяжёлым ядром, то средняя потеря энергии при столкновении уменьшается При рассеянии нейтрона на ядре с массовым числом А средняя потеря энергии определяется соотношением E1 = (1-a/2),  где  (5) Например, если замедлителем является углерод 12С, то E1 ≈ (0.8÷0.9)E0.     Таким образом, в углероде энергия нейтрона в среднем будет уменьшаться вдвое лишь после трёх столкновений. Замедление идёт тем эффективнее, чем легче ядра замедлителя. Кроме того, от хорошего замедлителя требуется, чтобы он слабо поглощал нейтроны, т.е. имел малое сечение поглощения. Малые величины имеют сечения поглощения нейтронов на дейтерии и кислороде. Поэтому прекрасным замедлителем является тяжёлая вода D2O. Приемлемым, но несколько худшим замедлителем является обычная вода H2O, так как водород поглощает нейтроны заметно интенсивнее, чем дейтерий. Неплохими замедлителями являются также углерод, бериллий, двуокись бериллия.     Важной чертой процесса замедления является то, что потеря энергии на столкновение, согласно (4), (5), пропорциональна самой энергии. Так, при столкновении с атомом водорода нейтрон с энергией 1 МэВ теряет 0.5 МэВ, а нейтрон с энергией в 10 эВ – всего 5 эВ. Поэтому длительность замедления и проходимый при замедлении путь обычно слабо зависят от начальной энергии нейтрона. Некоторым исключением являются водородосодержащие вещества. Сечение нейтрон – протон резко падает при повышении энергии выше 100 кэВ. Поэтому длина замедления в водородосодержащих веществах относительно сильно зависит от энергии нейтрона. Время замедления нейтрона невелико. Даже в таком тяжёлом замедлителе, как свинец, нейтрон замедляется от энергии 1 МэВ до 1 эВ за 4·10-4 сек.     Важнейшей характеристикой процесса замедления является длина замедления, обозначаемая через 1/2. Величина носит не соответствующее её размерности название возраста нейтронов. Смысл этой величины состоит в том, что =  /6 (6) где − среднеквадратичное расстояние, не которое нейтрон уходит от источника в процессе замедления в интервале энергий от 1 МэВ до 1 эВ. Длина замедления в хороших замедлителях имеет порядок десятков сантиметров (табл. 6). Начиная с энергий 0.5÷1 эВ при столкновениях нейтронов с ядрами становится существенной тепловая энергия атомов. Распределение нейтронов начинает стремиться к равновесному, т.е. максвелловскому: dN/dE e-E/kTE1/2 , E ≤ 1 эВ. (7) Этот процесс называется термализацией нейтронов.

5 Реактор ВВЭР-1000: корпус реактора