Pour décrire certaines régularités importantes du processus de diffusion dans les réacteurs, nous introduisons et clarifions quelques définitions. Définissons densité de flux neutronique F, plus souvent appelé « flux » comme nombre de neutrons traversant une surface sphérique de 1 cm 2 par seconde, la dimension du flux sera donc 1/(cm 2 *s). Nous avons déjà défini plus tôt coupe microscopique réactions de type «  » de l'isotope « i »   i comme zone d'interaction d'un noyau dans les granges. Définissons maintenant ce qu'on appelle coupe macroscopique réactions de type «  » de l'isotope « i » comme section efficace de l'interaction de tous les noyaux « i » situés dans 1 cm 3 de substance   i.

Ces deux sections sont reliées entre elles par ce qu'on appelle la valeur. « densité nucléaire » ou densité nucléaire , qui caractérise le nombre de molécules (ou noyaux) dans 1 cm 3 d'une substance.

 = N A * / 

N A – Nombre d’Avogadro (égal à 0,6023*10 24 molécules/gmol) ;

- densité physique de toute substance complexe (g/cm 3) ;

- poids moléculaire de la substance (g/gmol).

Alors la relation entre les sections microscopiques et macroscopiques peut s’écrire :

  je =  je *  je

Dans le même temps, la densité des noyaux d'un isotope donné i sera lié à la densité des molécules  à travers le nombre d'atomes d'un type donné « i » dans une molécule d'une substance.

Enfin, la seule grandeur réellement mesurable dans les réactions nucléaires (y compris dans les instruments dosimétriques, les chambres à fission et réalisée à l'intérieur du réacteur) est vitesse de réaction d'un type donné «  » pour l'isotope sélectionné « i » A  i :

UNE  je = Ф*   je

Cette valeur est mesurée en unités du nombre de réactions en 1 cm 3 par seconde (1/(cm 3 *s)). De plus, pour le processus de fission, il existe un lien important entre le nombre de fissions et la puissance libérée au cours de ce processus : 1 W = 3,3 * 10 10 div/s.

Diffusion des neutrons thermiques. Lorsque l'énergie des neutrons diminue jusqu'à des énergies caractéristiques des énergies de mouvement thermique des atomes du milieu, les neutrons entrent en équilibre avec ces atomes. Or, lorsqu'il entre en collision avec un atome du milieu, un neutron peut non seulement lui transférer une partie de son énergie, mais aussi en recevoir une partie. En conséquence, le neutron continue de se déplacer dans le milieu, mais désormais son énergie de collision en collision peut non seulement diminuer, mais aussi augmenter, fluctuant autour d'une certaine valeur moyenne, en fonction de la température du milieu. À température ambiante, cette valeur énergétique moyenne est d’environ 0,04 eV. Un neutron entré en équilibre thermique avec son milieu est appelé neutron thermique, et le mouvement des neutrons thermiques avec une vitesse moyenne constante est diffusion de neutrons thermiques. Semblable au processus de ralentissement, le processus de diffusion est caractérisé par longueur de diffusionL d, qui est égale à la distance moyenne entre le point où le neutron est devenu thermique et le point où il a cessé d'exister librement à la suite de l'absorption par un noyau venant en sens inverse (voir tableau 1.8).

Tableau 1.8. Modération des neutrons et longueurs de diffusion dans diverses substances Oh

Les processus de modération et de diffusion des neutrons sont illustrés sur la Fig. 1.4

Riz. 1.4. Illustration des processus de modération et de diffusion des neutrons dans la matière.

La diffusion des neutrons, ainsi que la diffusion d'autres substances dans les milieux liquides et gazeux, est décrite par la loi universelle de Fick, qui relie le courant de diffusion J D à la densité des particules N ou flux à travers un coefficient de proportionnalité appelé coefficient de diffusion D:

J D = -D*grad(N) = -D* (N)

La propagation des neutrons dans le modèle de diffusion (bien que soumise à un certain nombre d'hypothèses) est bien décrite par des fonctions mathématiques. Pour les milieux non reproducteurs avec source (qui correspond à un réacteur sous-critique), dans le cas le plus simple ce sont des exponentielles :

Ф(z)= С 1 exp(+z/ L d)+ C 1 * exp(-z/ L d)

Les fonctions des milieux de sélection seront présentées dans le chapitre suivant.

La diffusion des neutrons est étudiée principalement pour déterminer leur répartition spatio-temporelle dans un réacteur nucléaire, puisque la conception des centrales en développement est basée sur la prédiction de tels champs, et après leur mise en service, elles sont contrôlées et la sécurité est assurée. . Malheureusement, le calcul des champs de neutrons évoluant dans le temps est extrêmement tâche difficile. Utilisé à cet effet équations différentielles inclure plusieurs paramètres, ne pas avoir solutions analytiques, mais même leurs solutions numériques et la recherche de diverses asymptotes posent un sérieux problème.

Ce chapitre présente quelques aspects description mathématique diffusion neutronique. L'attention principale est portée aux neutrons des réacteurs thermiques.

Propriétés des neutrons et processus les impliquant

Du point de vue de la diffusion, les caractéristiques du neutron sont associées à sa petite taille (et ses coefficients de diffusion relativement élevés), son inertie chimique et sa forte tendance à entrer en réactions nucléaires avec les atomes du milieu, conduisant soit à l'absorption, soit à la multiplication. de neutrons. De plus, le neutron est un radionucléide à vie relativement courte (demi-vie ~10 min) et sa désintégration doit souvent être prise en compte. Mais la plus grande difficulté réside dans le fait que les neutrons thermiques ne sont pas monoénergétiques : en plus des neutrons thermiques, le réacteur contient des neutrons avec beaucoup plus de neutrons. hautes énergies, dont le transport et le ralentissement des processus affectent de manière significative la cinétique de diffusion.

Neutron - électriquement neutre particule élémentaire avec spin V2, moment magnétiqueр=-1,91 у в et une masse dépassant la masse d'un proton de 2,5 masses électroniques ; fait référence aux baryons Mn-1.008986 a.u. = 939,5 MeV - 1838,5 soit à partir de t p >tr + soit à l'état libre, le neutron est instable : il se désintègre avec une demi-vie T = io, i8 min (durée de vie du neutront=88i,5±i,5 c), formant un proton et émettant un électron et un antineutrino, y (fr-désintégration). Rayonnement neutronique - flux de neutrons, qui transforment leur énergie en interactions élastiques et inélastiques avec les noyaux atomiques.

En traversant la matière, les neutrons provoquent diverses réactions nucléaires et sont dispersés par les noyaux. L'intensité de ces processus microscopiques détermine en fin de compte toutes les propriétés macroscopiques du passage des neutrons à travers la matière, telles que la diffusion, la modération, la diffusion, l'absorption, etc. Puisque le neutron a zéro charge électrique, il n'interagit pratiquement pas avec les électrons coquilles atomiques. Les caractéristiques atomiques du milieu ne jouent donc aucun rôle dans la propagation des neutrons dans la matière. Il s'agit d'un processus purement nucléaire. Coupes efficaces de divers neutrons réactions nucléaires dépendent de l'énergie des neutrons, varient fortement et irrégulièrement d'un noyau à l'autre avec des changements UN ou Z. Les sections efficaces pour l'interaction des neutrons avec les noyaux augmentent en moyenne selon la loi "l/u" avec la diminution de l'énergie des neutrons (et - de la vitesse des neutrons).

Les énergies des neutrons varient considérablement. Typiquement, le spectre neutronique est qualifié par sa vitesse de déplacement :

• - Neutrons relativistes, d'énergie supérieure à 10 eV ;
• - Neutrons rapides, d'énergie supérieure à 0,1 MeV (parfois supérieure à 1 MeV)
• - Neutrons lents, d'énergie inférieure à 10 keV.

ou par « température » :

• - Neutrons épithermiques, d'énergie de 0,025 D° à 1 eV ;
• - Les neutrons chauds, d'une énergie d'environ 0,2 eV ;
• - Les neutrons thermiques, d'une énergie d'environ 0,025 eV ;
• - Neutrons froids, d'énergie de 5-10-5 eV à 0,025 eV ;
• - Des neutrons très froids, d'énergie 210-? - 5-10-5 eV ;
• - Neutrons ultrafroids, d'énergie inférieure à 2 - " eV.

Du point de vue de la diffusion, les neutrons thermiques, qui se trouvent dans équilibre thermique avec les atomes du milieu à température ambiante. Leurs énergies moyennes sont des centièmes d’électronvolt. Souvent, l'énergie caractéristique d'un neutron thermique est indiquée par 0,025 eV, obtenue à partir de la relation Echaleur=kT, Où À- Constante de Boltzmann. Notez que la vitesse neutrons lents est très relatif : un neutron d’énergie de 0,025 eV a une vitesse de 2 km/s.

Comme on le sait, dans les sources de neutrons, les neutrons sont produits principalement avec des énergies allant de quelques dizaines de keV à plusieurs MeV. Cependant, la plupart des réactions neutroniques importantes pour les applications se produisent de manière intensive à de faibles énergies neutroniques. Par conséquent, dans tous les travaux utilisant des neutrons, une attention particulière est accordée payés aux processus de modération neutronique. Les neutrons ralentissent lors des collisions élastiques avec les noyaux. Cependant, le ralentissement des neutrons ne peut pas conduire à leur arrêt complet en raison du mouvement thermique des noyaux.

Une caractéristique importante du processus de décélération est la longueur de décélération [cm].

La durée moyenne de modération d'un neutron jusqu'à un niveau d'énergie arbitraire (T ?) est le déplacement statistique moyen d'un neutron pendant sa modération par rapport à l'énergie initiale. E 0, avec lequel le neutron est né, à une énergie donnée E(en particulier - jusqu'à E s, Si nous parlons de sur la durée totale de la modération neutronique jusqu'au niveau thermique - 1 3 (EC)). Longueur de ralentissement - valeur quadratique moyenne des déplacements partiels de neutrons individuels (en ligne droite) lors d'un ralentissement à E s.

Un neutron rapide né de la fission, subissant une série de diffusions successives, traverse le milieu sous la forme d'une ligne brisée dont les segments représentent les déplacements spatiaux du neutron entre les actes de deux diffusions successives. Au cours du processus de ralentissement, en raison du caractère aléatoire des collisions par diffusion avec les noyaux du milieu, un neutron peut s'éloigner de son point de naissance ou s'en approcher, mais dans tous les cas, l'ampleur du déplacement spatial de chacun le neutron, lorsqu'il est ralenti à n'importe quelle énergie, est le sien ; pour différents neutrons, ces valeurs peuvent différer considérablement . Cependant, la valeur moyenne de cette quantité lors de la diffusion grandes quantités modérer les neutrons dans le milieu

Constante physique de cet environnement.

Valeur quadratique moyenne du déplacement des neutrons pendant le processus de modération :

Riz. 1. Trajectoires du mouvement des neutrons depuis le lieu de leur naissance jusqu'au lieu de leur mort.

Le carré de la distance moyenne parcourue par un neutron dans une direction depuis la source jusqu'au point d'absorption.

Cela signifie que / 3 2 est un sixième du carré moyen distance directe le mouvement d'un neutron depuis le point où il est émis jusqu'au point où il est absorbé.

Dans la théorie des réacteurs, ce n’est souvent pas la durée moyenne du ralentissement elle-même qui est utilisée, mais l’âge des neutrons.

Âge des neutrons d'énergie E - c'est la sixième partie du carré moyen du déplacement spatial d'un neutron dans un milieu lorsqu'il ralentit depuis l'énergie initiale Eu jusqu'à une énergie donnée E.

La valeur d'âge est notée m(?) indiquant l'énergie E neutrons modérateurs, ce qui correspond à l’âge. La dimension n'est pas le temps, mais la surface, c'est-à-dire cm2.

où A, 2 est la distance quadratique moyenne à laquelle le neutron s'éloigne de la source pendant le processus de décélération dans la plage d'énergie de 1 MeV à 1 eV.

A partir d'énergies de 0,5 eV, lors de collisions de neutrons avec des noyaux, il devient significatif énergie thermique atomes. La distribution des neutrons commence à tendre vers l'équilibre, c'est-à-dire Maxwellien

dN/E 1 eV.

Ce processus est appelé thermalisation des neutrons. L'âge des neutrons dépend des propriétés du milieu dans lequel se produit la migration des neutrons.

où est la capacité de ralentissement, Efr est la macrosection de transport. Âge des neutrons thermiques :

L’âge d’un neutron pour son habitat détermine la mesure de la capacité de la substance du milieu à produire un certain déplacement spatial quadratique moyen des neutrons modérateurs qui s’y trouvent. Par conséquent, chaque substance homogène est caractérisée par sa propre valeur de l'âge des neutrons de toute énergie E. En particulier, l'ère des neutrons thermiques pour l'eau en conditions normales Pucerons = 27,3 cm 2 ; pour le béryllium t"ω =90cm2 ; pour le graphite Tto = 352 cm 2. Valeurs spécifiées les âges des neutrons thermiques sont dits standards, c'est à dire valables uniquement dans des conditions normales (à pression atmosphérique et température 20°C) pour l'énergie initiale E 0 =2 MeV et E c = 0,625 eV. Il est important que l’âge des neutrons thermiques dépende de manière significative des paramètres de l’état de la matière (pression et température).

Une description précise de tous les processus impliquant des neutrons (collisions, transport, réactions nucléaires) est difficile. La première approximation décrit le mouvement des neutrons comme un type de diffusion. Cette approximation est appelée approximation de diffusion et a été utilisée pour créer les premiers réacteurs. Des approches plus avancées sont désormais utilisées, mais la théorie de la diffusion est encore largement utilisée dans la conception des grands réacteurs nucléaires. Théorie complète, qui décrit toutes les propriétés de transport avec des approximations faibles, est basé sur la solution de l'équation de transport de Boltzmann. La théorie de la diffusion basée sur la loi de Fick, habituellement utilisée pour la diffusion chimique, peut également être utile pour décrire la diffusion des neutrons. Si la densité (flux) de neutrons est élevée dans une partie du réacteur, alors un courant de neutrons apparaît, dirigé vers une région à faible flux de neutrons. La théorie de la diffusion de Fick n'est qu'une première approximation. Plus méthodes complexes utilisé à proximité de sources de neutrons, aux limites du système et dans le cas d'un environnement hautement absorbant.

Considérons le bilan des neutrons par unité de volume dV pour Ф( r), S s.

Bilan neutronique

Les changements dans le nombre de neutrons entraînent une absorption, une fuite et une naissance. Alors

naissance – fuite – absorption.

La naissance des neutrons est provoquée par une source : S( r) -le nombre de neutrons produits par unité de temps dans une unité de volume proche r. L'absorption des neutrons est déterminée par le nombre de réactions par unité de temps et par unité de volume. Nous devons trouver le rendement de la réaction dans un élément de volume

Trouvons la fuite de neutrons, connaissant le vecteur densité J. de la loi de Fick

Si connu vecteur J. en chaque point de la surface du volume élémentaire dV, alors la fuite est égale à div J. - le nombre de neutrons traversant la surface d'une unité de volume par unité de temps. De plus

div /D= const/= – D D F

On a donc l'équation

En cas stationnaire

Remarques :

Lors de l'élaboration de ces équations, nous avons utilisé la loi de Fick, qui est valable si la distribution du débit le long des coordonnées est linéaire à une distance de plusieurs. Cela signifie que ces équations ne fonctionnent pas bien près de la limite de la source. Coefficient D ici, il prend déjà en compte l'éventuelle non-sphéricité de la diffusion (voir plus haut).

Conditions aux limites :

1) le flux de neutrons F est fini et non négatif dans la région où l'équation de diffusion est applicable ;

2) à la frontière de deux milieux qui diffèrent par au moins une caractéristique de l'interaction des neutrons avec les noyaux.

Interaction des neutrons avec les noyaux

Il est clair que cela condition aux limites ne peut pas être écrit connaissant seulement la dépendance de Ф sur r . Nous utilisons la technique suivante : dessiner F (r) dans un réacteur plat. Évidemment, le flux à la frontière est inférieur à celui au centre du noyau, mais n'est pas égal à 0, c'est-à-dire . L’équation est plus facilement résolue dans des conditions aux limites nulles.

Flux à la frontière

La résolution de l'équation de diffusion est particulièrement simple lorsque le flux est nul à une certaine limite. Nous supposerons que le flux se forme à 0 non pas à la limite physique, mais à une certaine limite extrapolée du réacteur (extrapolation linéaire).

Longueur d'extrapolation d– une quantité incertaine, mais cela apporte une petite correction à l’équation de diffusion. Grade d a été réalisé à la fois théoriquement et expérimentalement. Il s'est avéré que lorsque d = 0,71λ tr le meilleur accord entre théorie et expérience est observé.

Fin des travaux -

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Théorie physique des réacteurs

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;
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N= ys/ya=la/ls, (3.10)

De plus, en raison de la petitesse du libre parcours moyen ls, la condition d'applicabilité de l'approximation de diffusion est remplie pour les neutrons thermiques - la petitesse du changement de la densité neutronique sur ls. Enfin, la vitesse de déplacement des neutrons thermiques peut être considérée comme constante : .

L'équation de diffusion a la forme suivante :

où c( r, t) - densité des neutrons thermiques en un point r au temps t ; D - Opérateur de Laplace ; D - coefficient de diffusion ; tcapture est la durée de vie moyenne des neutrons thermiques avant capture ; q est la densité des sources de neutrons thermiques. L'équation (3.11) exprime l'équilibre des changements de densité neutronique au fil du temps dus à trois processus : l'afflux de neutrons des régions voisines (DD s), l'absorption des neutrons (- s /tcapture) et la production de neutrons (q). Dans le cas général (en tenant compte de l'anisotropie de diffusion), le coefficient de diffusion est :

cependant, pour les neutrons thermiques, cela peut être écrit avec un bon degré de précision sous sa forme la plus simple :

Cela est dû au fait que l'énergie des neutrons thermiques est inférieure à l'énergie de la liaison chimique des atomes dans une molécule, c'est pourquoi les neutrons thermiques ne sont pas diffusés sur des atomes libres, mais sur des molécules fortement liées (ou même sur des grains cristallins). du milieu).

La principale caractéristique du milieu décrivant le processus de diffusion est la longueur de diffusion L, déterminée par la relation

où est le carré moyen de la distance parcourue par un neutron thermique dans une substance depuis son lieu de naissance jusqu'à son absorption. La longueur de diffusion est approximativement du même ordre que la longueur de retard. Ces deux quantités déterminent les distances de la source auxquelles il y aura un nombre notable de neutrons thermiques dans la substance. Le tableau 3.1 montre les valeurs de φ et L pour les modérateurs les plus couramment utilisés. Ce tableau montre que l’eau ordinaire a >>L, ce qui indique une forte absorption. L'eau lourde, au contraire, a L>>. C'est pourquoi c'est le meilleur modérateur. La valeur de L dépend non seulement de sa propre diffusion, mais aussi des propriétés absorbantes du milieu. Par conséquent, L ne caractérise pas complètement le processus de diffusion. Supplémentaire caractéristique indépendante la diffusion est la durée de vie d'un neutron diffusant.

Tableau 3.1

Valeurs et L pour les modérateurs les plus couramment utilisés

Réflexion diffuse des neutrons

Une propriété intéressante des neutrons est leur capacité à être réfléchis par diverses substances. Cette réflexion n'est pas cohérente, mais diffuse. Son mécanisme est le suivant. Un neutron entrant dans un milieu subit des collisions aléatoires avec des noyaux et, après une série de collisions, peut en ressortir. La probabilité d’une telle fuite s’appelle l’albédo neutronique d’un milieu donné. Évidemment, plus l'albédo est élevé, plus la section efficace de diffusion est grande et plus la section efficace d'absorption des neutrons par les noyaux du milieu est petite. De bons réflecteurs réfléchissent jusqu'à 90 % des neutrons qui les frappent, c'est-à-dire qu'ils ont un albédo allant jusqu'à 0,9. En particulier, pour l'eau ordinaire, l'albédo est de 0,8. Il n’est donc pas surprenant que les réflecteurs à neutrons soient largement utilisés dans les réacteurs nucléaires et autres installations neutroniques. La possibilité d’une réflexion aussi intense des neutrons s’explique comme suit. Un neutron entrant dans le réflecteur peut se disperser dans n'importe quelle direction lors de chaque collision avec un noyau. Si un neutron à la surface est diffusé, il revient, c'est-à-dire qu'il est réfléchi. Si le neutron est diffusé dans une direction différente, il peut alors se disperser de telle manière qu'il quitte le milieu lors de collisions ultérieures.

Le même processus conduit au fait que la concentration de neutrons diminue fortement à proximité de la limite du milieu dans lequel ils naissent, car la probabilité qu'un neutron s'échappe à l'extérieur est élevée.

Modération et diffusion des neutrons.

Au cours de la vie d'un neutron, depuis le moment de l'émission sous pression jusqu'au moment de l'absorption, deux processus se produisent :

1) .processus de ralentissement d'un neutron rapide de l'énergie de fission (~ 2 MeV) à l'énergie thermique (<0,2эв)(0,025эв);

2) .processus de diffusion des neutrons thermiques.

La durée de vie d'un neutron est d'environ 0,001 seconde et dépend de la composition de la zone active.

Les neutrons, comme les gaz, diffusent d'une zone de densité plus élevée vers une zone de densité plus faible.

Il y a une section droite entre les collisions. Une trajectoire typique est un motif en zigzag composé de segments droits de différentes longueurs.

S’il n’y avait pas de capture de neutrons, la trajectoire serait infinie. Après une collision dispersive, il se déplace dans une direction formant un angle ψ avec la direction initiale du mouvement.

Angle de diffusion ψ-y. Il est important pour étudier la diffusion et la modération de connaître la probabilité qu’elle se dissipe dans n’importe quelle direction. Il a été établi expérimentalement qu'il a tendance à se dissiper dans la direction de son mouvement initial.

Si la diffusion se produisait avec la même probabilité dans toutes les directions (diffusion isotrope), alors la valeur de const moyenne sur toutes les collisions serait = 0.

En réalité, la moyenne cos ψ >0 (zéro) et est déterminée par l'égalité cos ψ= ,

où A est le nombre de masse du noyau diffusant.

A partir du béryllium, la déflexion est presque isotrope. Avec la diffusion isotrope, la distance moyenne parcourue entre les collisions de diffusion est

En réalité distance effective plus que longueur moyenne libre parcours λ s en raison de la diffusion préférentielle vers l’avant. Cette distance est appelée libre parcours moyen de transport :

Par analogie avec e, la notion de section de transport est également introduite

Parce que Les éléments légers sont utilisés comme modérateurs dans les réacteurs nucléaires, puis le processus de modération neutrons rapides se produit principalement en raison de la diffusion élastique.

La perte d'énergie lors d'une collision dépend de ψ. À ψ=0 E 2 /E 1 =1. La plus grande perte E lorsque les collisions se produisent à ψ = 0-π. A part ça conditions égales Le modérateur est plus efficace, plus il perd d’énergie division rapide

lors d'une collision avec des noyaux modérateurs.

Comme mesure de la variation de l'énergie des neutrons à collision élastique le décrément logarithmique moyen de l'énergie par collision est émis (ou la perte d'énergie logarithmique moyenne) :

ξ = (ln E 2 /E 1) moyenne,

E 1 - avant la collision

E 2 - après une collision

La valeur ξ moyennée sur tous les angles de diffusion possibles dépend uniquement du poids atomique de l'élément A :

c'est-à-dire que ξ ne dépend pas de l'énergie initiale.

Cela signifie qu’en moyenne, il perd la même fraction de son énergie initiale, quelle que soit l’énergie initiale à laquelle se trouvait le neutron au moment de la collision.

La hauteur des marches indique la variation de ln E pour 1 collision, c'est-à-dire détermine ξ., puisque ξ ne dépend pas de E, alors en moyenne la hauteur des marches est la même pendant tout le temps de décélération.

Le nombre moyen de collisions avec les atomes d'une substance nécessaire pour réduire l'énergie de E 1 à E 2 est déterminé par la relation

Physiquement, avec une augmentation de ξ. La perte de E augmente de 1 atome, ce qui signifie que le nombre moyen de collisions nécessaires pour réduire E = 2 MeV à 0,025 eV diminue.

C augmente avec l'augmentation du nombre de masses de noyaux modérateurs (19 collisions sont nécessaires sur l'eau et 114 sur le graphite). Plus le C est bas, meilleur est le ralentisseur. Cependant, C et ξ ne reflètent pas suffisamment les propriétés modératrices de la matière. Ils sont déterminés perte moyenneénergie par collision, mais ne reflètent pas la probabilité d'une collision par diffusion d'un neutron avec les noyaux d'un modérateur donné. Cette dernière est déterminée par des mesures macroscopiques coupe transversale diffusion.

Σ s = σ s ∙N,

où σ s est la coupe microscopique ;

N-densité de noyaux modérateurs

Par conséquent, comme caractéristique plus appropriée des propriétés de ralentissement, le produit est introduit :

ξΣ s, appelée capacité de ralentissement, car il est caractérisé à la fois par la perte de E(ξ) et par la probabilité que va-t-il se passer collision. Lors du choix d'un modérateur, il faut tenir compte du fait exigence importante afin qu'il absorbe le moins de neutrons possible. On introduit donc kit ralentisseur:

Pour les modérateurs de réacteurs nucléaires, seules les substances possédant simultanément valeurs élevéesà z et la capacité de ralentissement ξΣ s. Ces matériaux sont l'eau ordinaire, l'eau lourde, le graphite, le béryllium, l'oxyde de béryllium et certains liquides organiques. Le mieux est l'eau lourde. DANS eau ordinaireà 3 le plus petit en raison de la capture accrue des neutrons thermiques dans l'hydrogène.

Au cours du processus de ralentissement, outre un changement d'énergie, il se produit un déplacement du neutron dans l'espace depuis le point de son émission jusqu'au point où il devient thermique. Le déplacement dans l'espace se poursuit au cours du processus de diffusion, qui atteint un niveau thermique.