Нейтронный поток и тепловая мощность реактора.

Относительное распределение нейтронного потока в реакторе без отражателя зависит от формы и размеров активной зоны.

Сферическая форма активной зоны является наивыгоднейшей, но в отношении распределения потока нейтронов она имеет относительно мало преимуществ по сравнению с цилиндрической.

Нейтронный поток можно представить в виде:

Ф = К_R∙ К_Н ∙Ф_0,

где Ф₀- мах нейтронный поток

Величина К_R пропорциональна нейтронному потоку по радиусу активной зоны, а величина К_Н пропорциональна потоку по высоте ei.

Тепловая мощность реактора пропорциональна средней для всего реактора величине нейтронного потока в активной зоне. Для определения среднего потока необходимо знать среднее значение и ( =0,46-0,5; =0,65-0,67 для реактора с отражателем)

Среднее значение нейтронного потока:

для реактора без отражателя Ф_ср =0,28Ф₀ ;

с отражателем Ф_ср =(0,3-0,33)Ф₀

Величина = ∙ называется коэффициентом усреднения потока по реактору.

Тепловая мощность реактора может быть определена следующим образом.

1).Среднее значение скорости деления 1см³ топлива в 1сек равно:

_ƒ∙Ф=σ_ƒ∙N∙Ф_ср

2).В реакторе на тепловых нейтронах с объемом делящегося материала V_ƒ 1см³ среднее число делений ядер топлива в 1сек будет равно:

V_ƒ ∙ ∙Ф_ср= V_ƒ ∙σ_ƒ∙N∙Ф_ср

3).На каждый акт деления ядер U²³⁵ выделится около 195 Мэв; 1Мэв= 1,6∙10^-13 Вт.сек, следовательно 1Вт энергии соответствует 3,2∙10¹⁰ делений урана в секунду.

4).Отсюда мощность реактора, работающего на урановом топливе:

5).Но маса делящегося топлива U²³⁵

,где 235-атомній вес U²³⁵

V_ƒ∙ N- общее число ядер делящегося вещества

Т.к. для U²³⁵ величина σ_ƒ =582∙10^-24см² ,получим

N_р=0,467∙10^-13 ∙g∙ Ф_ср кВт

Мощность уранового реактора на 1кг загруженного U²³⁵ при _ƒ =28,2 ем^-1 и объеме 1кг урана, равном 53 см³.

N_{р/кг U}=0.467∙10^-10 ∙Ф_ср кВт/кг

В судовых водоводяных реакторах Ф_ср =1∙10²³-3∙10¹³ см^-2 ∙сек^-1 _.Чем более обогащен ураном, тем выше Ф_ср .

При неравномерном распределении ядерного топлива по активной зоне определение нейтронного потока осуществляется более сложным путем.

В реакторе главную часть энергии деления ядер составляет кинетическая энергия заряженных частиц: осколков деления(168 Мэв из 200 Мэв на 1акт деления) и β- частиц. Значительно меньшую долю составляет кинетичекая энергия нейтронов (6 Мэв и γ- излучения 11 Мэв).