11. Доля запаздывающих нейтронов. Среднее время жизни запаздывающих нейтронов. Понятие мгновенной критичности.

Период реактора зависит от времени жизни одного поколения нейтронов, которые можно записать следующим образом:

,

где - время деления (от момента поглощения нейтрона до момента деления ядра), составляет 10^-14 – 10^-15 с;

- время замедления быстрого нейтрона до уровня тепловой энергии, ;

- среднее время жизни теплового нейтрона до поглощения или утечки из активной зоны .

Таким образом, определяющим является время жизни теплового нейтрона . Чтобы оценить возможности повышения мощности реактора, положим , тогда период реактора .

Если подсчитать увеличение потока нейтронов спустя 1 с после увеличения на 0,005, получим

,

Доля запаздывающих нейтронов в общем числе нейтронов деления изменяется от ядра к ядру и для ядер , , соответственно составляет 0,26%; 0,65%; 0,21%. Среднее время запаздывания нейтронов составляет 12,7 с. С учетом запаздывающих нейтронов среднее время жизни нейтронов запишется в виде:

,

где - суммарная доля шести групп запаздывающих нейтронов;

1- - доля мгновенных нейтронов;

- среднее время задержки запаздывающих нейтронов, для равно 0,0924 с;

время жизни одного поколения нейтронов с учетом запаздывающих нейтронов .

Если = 0,005, то период реактора .

Если в системе, содержащей ядерное топливо, значительно увеличить коэффициент размножения нейтронов К_эфф  1,0064, то для поддержания цепной реакции достаточно одних мгновенных нейтронов. Такую систему называют мгновенно критической, и она выходит из-под контроля.

Поэтому в реакторах с всегда К_эфф  1,0065.

Мощность реактора определяется количеством нейтронов, участвующих в ядерной реакции деления. Изменяя их число, мы можем изменять состояние реактора, другими словами – управлять им.

12. Требования к материалам, используемым в органах регулирования и защиты реактора.

Регулирование размножения нейтронов в тепловых ядерных реакторах осуществляется с помощью поглощающих нейтроны органов регулирования. В них используются материалы хорошо поглощающие нейтроны.

Вывод поглотителя из активной зоны приводит к увеличению числа нейтронов. Мощность увеличивается при введении поглотителя, уменьшается число нейтронов в реакторе – уменьшается мощность. В случае возникновения аварийных ситуаций, требующих экстренной остановки реактора, используются специальные устройства – органы аварийной защиты.

Выбор материала для регулирования и аварийной защиты – ответственная задача. Основными требованиями к такому материалу являются:

• материал должен эффективно поглощать те нейтроны, доля которых в энергетическом спектре максимальна (т.е., если это реакторы на тепловых нейтронах, то поглощать надо тепловые нейтроны);

• поглощающая способность материала должна оставаться практически неизменной;

• не должен менять своих механических и теплофизических характеристик под действием реакторного облучения и высоких температур.

Для органов управления и защиты используются следующие материалы, см.табл.

Таблица

Материал	Сечение по- глощения тепловых нейтронов	Реакция	Т плавления,
Бор ( )	3840	( )	2300
Кадмий ( )	2450	( )	321
Гафний	105	- « -	2220
Гадолиний	46000	- « -	1350
Европий	4300	- « -	900

Наиболее часто в ядерной энергетике применяют в качестве материала поглотителя:

.

Реакция идет по двум каналам. Причем второй канал производит ядро прития, который является радиоактивным с периодом полураспада ~ 12 лет.

Как видно, в результате взаимодействия бора с нейтронами образуются альфа-частицы, обладающие большой кинетической энергией и малой длиной пробега, поэтому полготители, изоготовленные из бора или его соединений, нагреваются и требуют организации их охлаждения.

Использование бора для регулирования ЯР обусловлено достаточно большим сечением поглощения нейтронов в широком диапазоне энергий, доступностью и относительно низкой стоимостью.

В органах управления, как правило, используются карбид бора B₄C, спрессованный в таблетки или брикеты, помещенные в оболочку из стали.

Из редкоземельных поглотителей нейтронов особого внимания заслуживает европий, обладающий двумя очень важными положительными качествами. В процессе работы реактора он незначительно изменяет свою поглощающую способность. В процессе поглощения нейтронов последовательно переходит из одного изотопного состояния в другое, при этом почти не меняет поглощающей способности. Во-вторых, на ядрах европия идет реакция ( ), в результате чего энергия, уносимая -квантами, рассеивается во всем объеме реактора, а не выделяется в нейтронопоглощающем материале.