Difusi neutron Difusi neutron, perambatan neutron dalam suatu materi, disertai dengan berbagai perubahan arah dan kecepatan gerak akibat tumbukannya dengan inti atom. Radiasi neutron mirip dengan radiasi gas dan mematuhi hukum yang sama (lihat. Difusi). Neutron cepat, yaitu neutron dengan energi berkali-kali lipat lebih besar energi rata-rata pergerakan termal partikel medium, selama D. mereka melepaskan energi ke medium dan melambat. Dalam media dengan daya serap lemah, neutron masuk kesetimbangan termal dengan medium (neutron termal). Dalam lingkungan tak terbatas, neutron termal berdifusi hingga diserap oleh salah satu inti atom. 2
Dispersi neutron termal dicirikan oleh koefisien difusi D dan kuadrat rata-rata jarak dari titik pembentukan neutron termal ke titik serapannya, sama dengan L
T = 6Dt, dengan t adalah umur rata-rata neutron termal dalam medium. 2
Untuk mengkarakterisasi D. neutron cepat, gunakan kuadrat rata-rata jarak L 2
B antara titik pembentukan neutron cepat (dalam reaksi nuklir, misalnya reaksi fisi) dan titik perlambatannya menjadi energi panas. Dalam tabel Nilai L diberikan untuk beberapa media 2
T untuk neutron termal dan L
B adalah untuk neutron yang dipancarkan selama fisi uranium. 2
nilai L 2
T dan L
B untuk beberapa zat 2
L 2
B untuk beberapa zat 2
T, cm 2
B, cm
D2 0 ..... Berilium Menjadi .... Grafit C...
1,5 105 Ketika D. dalam lingkungan terbatas, sebuah neutron dengan probabilitas tinggi
terbang melampaui batasnya jika setengah ukuran (radius) sistem lebih kecil dibandingkan dengan ukurannya
sebaliknya, suatu neutron kemungkinan besar akan diserap dalam suatu medium jika jari-jarinya lebih besar dibandingkan dengan nilai tersebut. D. neutron memainkan peran penting dalam pekerjaan ini reaktor nuklir
. Dalam kaitan ini, pengembangan reaktor nuklir dibarengi dengan pengembangan intensif teori radiasi neutron dan metode kajian eksperimentalnya.
Lit.: Bekurts K., Wirtz K., Fisika neutron, trans. dari bahasa Inggris, M., 1968. Besar Ensiklopedia Soviet. 1969-1978 .
. - M.: Ensiklopedia Soviet
Ini adalah pergerakan kacau neutron dalam materi. Hal ini mirip dengan difusi dalam gas dan tunduk pada hukum yang sama, yang utama adalah bahwa zat yang berdifusi menyebar dari daerah dengan konsentrasi lebih tinggi ke daerah dengan... ... Wikipedia
Perambatan neutron di atmosfer, disertai dengan berbagai perubahan arah dan kecepatan pergerakannya akibat tumbukan dengan at. inti. D.N. dalam suatu medium mirip dengan difusi atom dan molekul dalam gas dan tunduk pada hal yang sama... ... Ensiklopedia fisik
- (dari bahasa Latin diffusio, penyebaran, dispersi), pergerakan partikel suatu medium, yang mengarah pada perpindahan suatu zat dan pemerataan konsentrasi atau pembentukan distribusi keseimbangan konsentrasi partikel jenis tertentu dalam medium. Dalam ketidakhadiran... ... Besar Kamus Ensiklopedis
I Difusi (dari bahasa Latin diffusio, menyebar, menyebar) adalah saling penetrasi zat-zat yang bersentuhan satu sama lain akibat pergerakan termal partikel-partikel zat tersebut. D. terjadi searah penurunan konsentrasi zat dan menyebabkan... ...
- (dari bahasa Latin diflusio distribusi, penyebaran, dispersi), perpindahan partikel-partikel yang sifatnya berbeda, karena kacau. pergerakan termal molekul (atom) menjadi gas atau kondensor satu atau multikomponen. lingkungan Pemindahan ini dilakukan ketika... Ensiklopedia kimia
DAN; Dan. [dari lat. difusio menyebar, menyebar] 1. Phys. Saling penetrasi zat-zat yang bersentuhan satu sama lain karena pergerakan termal partikel-partikel zat tersebut. D.gas. D.cairan. 2. Interpenetrasi, pertukaran sesuatu. D.... ... Kamus Ensiklopedis
- (dari Lat. diffusio distribution, spread, dispersion), pergerakan partikel medium, yang mengarah pada perpindahan ke dalam air dan pemerataan konsentrasi atau pembentukan distribusi keseimbangan konsentrasi partikel jenis tertentu dalam medium. Dalam ketidakhadiran... ... Ilmu pengetahuan alam. Kamus Ensiklopedis
Penurunan energi kinetik neutron akibat tumbukan berulang kali dengan inti atom suatu materi. Dalam reaksi nuklir (Lihat Reaksi nuklir), yang merupakan sumber neutron, biasanya, neutron cepat(dengan energi... Ensiklopedia Besar Soviet
Pengurangan kinetik energi neutron sebagai akibat dari tumbukan berulang kali dengan at. inti. Mekanisme Z.n. bergantung pada energi neutron. Neutron yang cukup cepat mengkonsumsi energi ch. arr. untuk merangsang inti. Ketika energi berkurang... ... Ensiklopedia fisik
Tahap terakhir dari proses moderasi neutron. Dengan penurunan kinetik energi neutron hingga nilai... Ensiklopedia fisik
Mari kita berikan contoh lain, memberikan persamaan dengan tipe yang sama, namun kali ini berkaitan dengan difusi. Dalam bab. 43 (edisi 4) kita meneliti difusi ion dalam gas homogen dan difusi satu gas ke gas lainnya. Sekarang mari kita ambil contoh lain - difusi neutron pada material seperti grafit. Kami memilih grafit (sejenis karbon murni) karena karbon tidak menyerap neutron lambat. Neutron bergerak bebas di dalamnya. Mereka bergerak dalam garis lurus rata-rata beberapa sentimeter sebelum mereka dibubarkan oleh inti dan menyimpang ke samping. Jadi jika kita memiliki sepotong besar grafit setebal beberapa meter, maka neutron yang awalnya berada di satu tempat akan berpindah ke tempat lain. Kami akan menjelaskan perilaku rata-rata mereka, yaitu perilaku mereka aliran rata-rata.
Membiarkan N(X, kamu,z)
ΔV
— jumlah neutron dalam suatu unsur volume Δ
V
V titik (x, kamu,z).
Pergerakan neutron menyebabkan sebagian meninggalkannya Δ
V,
dan yang lainnya terjerumus ke dalamnya. Jika terdapat lebih banyak neutron di suatu daerah daripada di daerah tetangganya, maka dari sana lebih banyak neutron yang berpindah ke daerah kedua dibandingkan sebaliknya; hasilnya akan menjadi aliran. Mengulangi bukti yang diberikan dalam Bab. 43 (edisi 4), aliran dapat digambarkan dengan vektor aliran J. Komponennya Jx
adalah jumlah neutron yang lewat per satuan waktu melalui satuan luas yang tegak lurus sumbu X. Kalau begitu, kita akan mendapatkannya
dimana adalah koefisien difusi D
diberikan dalam kecepatan rata-rata ν
Dan panjang sedang jalur bebas l antar tumbukan:
Kecepatan neutron melewati beberapa elemen permukaan ya,
sama dengan Jkamu
(di mana n, seperti biasa, berada vektor satuan normal). Aliran yang dihasilkan dari elevolume lalu sama dengan (menggunakan bukti Gaussian biasa) v J dV.
Fluks ini akan mengakibatkan penurunan jumlah neutron dalam ΔV kecuali jika neutron dihasilkan dalam ΔV (oleh suatu reaksi nuklir). Jika volume berisi sumber yang memproduksi S
neutron per satuan waktu per satuan volume, maka fluks yang dihasilkan dari ΔV
akan sama dengan [ S—(∂Nl∂t)]
ΔV. Lalu kita dapatkan
Menggabungkan (12.21) dan (12.20), kita peroleh persamaan difusi neutron
Dalam kasus statis, kapan ∂N/
∂t =0,
kita memiliki persamaan (12.4) lagi! Kita dapat menggunakan pengetahuan kita tentang elektrostatika untuk memecahkan masalah difusi neutron. Mari kita selesaikan beberapa masalah. (Anda mungkin bertanya-tanya: Untuk apa memutuskan tugas baru, apakah kita sudah menyelesaikan semua soal elektrostatika? Kali ini kita bisa memutuskan lebih cepat justru karena tugas elektrostatis deymemang sudah memutuskan!)
Misalkan terdapat suatu blok material dimana neutron (katakanlah, akibat fisi uranium) dihasilkan secara seragam dalam radius wilayah bola A(Gbr. 12.7). Kami ingin tahu berapa kerapatan neutron di semua tempat? Seberapa seragamkah kepadatan neutron di wilayah tempat mereka dilahirkan? Berapa perbandingan kerapatan neutron di pusat dengan kerapatan neutron di permukaan daerah produksi? Jawabannya mudah ditemukan. Kepadatan neutron di sumbernya Jadi
menggantikan kerapatan muatan ρ, jadi permasalahan kita sama dengan permasalahan bola bermuatan seragam. Menemukan N- sama dengan mencari potensial φ. Kita telah menemukan medan di dalam dan di luar bola bermuatan seragam; untuk mendapatkan potensi kita dapat mengintegrasikannya. Di luar bola, potensialnya sama dengan Q/4πε 0 r, dimana muatan totalnya Q
diberikan oleh rasio 4πа 3 ρ/3. Karena itu,
Untuk poin internal hanya biaya yang berkontribusi ke lapangan Q(R),
terletak di dalam bola dengan jari-jari R;Q(R)
=4πr 3 ρ/3, oleh karena itu,
Bidang meningkat secara linear dengan r. Mengintegrasikan E, kita mendapatkan φ:
Pada jarak radius dan φ secara eksternal harus cocok φ
internal, oleh karena itu konstanta harus sama dengan ρa 2 /2ε 0. (Kami berasumsi bahwa potensi φ sama dengan nol pada jarak jauh dari sumbernya, dan ini untuk neutron akan sesuai dengan sirkulasi N ke nol.) Oleh karena itu,
Sekarang kita akan segera mencari kerapatan neutron dalam soal difusi kita
Gambar 12.7 menunjukkan ketergantungan N dari sungai.
Berapakah perbandingan massa jenis di tengah dengan massa jenis di tepinya? Di tengah (r=0) itu sebanding dengan For 2/2, dan di tepinya (r=a) sebanding dengan 2a 2 /2; jadi perbandingan massa jenisnya adalah 3/2. Sumber yang seragam tidak menghasilkan kerapatan neutron yang seragam. Seperti yang Anda lihat, pengetahuan kita tentang elektrostatika memberikan dasar yang baik untuk mempelajari fisika reaktor nuklir.
Difusi memainkan peran besar dalam banyak keadaan fisik. Pergerakan ion melalui cairan atau elektron melalui semikonduktor mengikuti persamaan yang sama. Kita berakhir dengan persamaan yang sama berulang kali.
Untuk menjelaskan beberapa keteraturan penting dari proses difusi dalam reaktor, kami memperkenalkan dan memperjelas beberapa definisi. Mari kita definisikan kerapatan fluks neutron F, lebih sering disebut “fluks” karena jumlah neutron yang melintasi permukaan bola sebesar 1 cm 2 per detik, sehingga dimensi fluksnya adalah 1/(cm 2 *s). Kami sudah mendefinisikannya sebelumnya bagian mikroskopis reaksi tipe “” dari isotop “i” i sebagai luas interaksi satu inti dalam lumbung. Sekarang mari kita definisikan apa yang disebut bagian makroskopis reaksi tipe “” dari isotop “i” sebagai penampang interaksi semua inti “i” yang terletak dalam 1 cm 3 zat i.
Kedua bagian ini saling berhubungan oleh apa yang disebut nilai. “kerapatan inti” atau kerapatan inti , yang mencirikan jumlah molekul (atau inti) dalam 1 cm 3 suatu zat.
= N A * /
N A – bilangan Avogadro (sama dengan 0,6023*10 24 molekul/gmol);
- kepadatan fisik zat kompleks apa pun (g/cm 3);
- berat molekul suatu zat (g/gmol).
Maka hubungan bagian mikroskopis dan makroskopis dapat dituliskan sebagai:
saya = saya * saya
Pada saat yang sama, kepadatan inti dari isotop tertentu i akan dihubungkan dengan kepadatan molekul melalui jumlah atom bertipe “i” tertentu dalam molekul suatu zat.
Terakhir, satu-satunya besaran yang benar-benar dapat diukur dalam reaksi nuklir (termasuk dalam instrumen dosimetri, ruang fisi, dan realisasi di dalam reaktor) adalah kecepatan reaksi dari tipe tertentu “” untuk isotop terpilih “i” A i:
A saya = Ф* saya
Nilai ini diukur dalam satuan jumlah reaksi dalam 1 cm 3 per detik (1/(cm 3 *s)). Selain itu, untuk proses fisi terdapat hubungan penting antara jumlah fisi dan daya yang dilepaskan selama proses ini: 1W = 3,3 * 10 10 div/s.
Difusi neutron termal. Ketika energi neutron berkurang menjadi energi yang merupakan karakteristik energi gerak termal atom-atom medium, neutron mencapai kesetimbangan dengan atom-atom tersebut. Sekarang, ketika bertabrakan dengan atom suatu medium, neutron tidak hanya dapat mentransfer sebagian energinya ke atom tersebut, tetapi juga menerima sebagian energi. Akibatnya neutron terus bergerak dalam medium, namun kini energinya dari tumbukan ke tumbukan tidak hanya berkurang, tetapi juga bertambah, berfluktuasi di sekitar nilai rata-rata tertentu, bergantung pada suhu medium. Untuk suhu ruangan, nilai energi rata-rata ini kira-kira 0,04 eV. Neutron yang telah mencapai kesetimbangan termal dengan mediumnya disebut neutron termal, dan pergerakan neutron termal dengan kecepatan rata-rata konstan adalah difusi neutron termal. Mirip dengan proses perlambatan, proses difusi juga ditandai dengan panjang difusiL D, yang sama dengan jarak rata-rata dari titik di mana neutron menjadi termal ke titik di mana ia tidak lagi ada secara bebas akibat penyerapan oleh beberapa inti yang mendekat (lihat Tabel 1.8).
Tabel 1.8. Moderasi neutron dan panjang difusi masuk berbagai zat
Proses moderasi dan difusi neutron diilustrasikan pada Gambar. 1.4
Beras. 1.4. Ilustrasi proses moderasi dan difusi neutron dalam materi.
Difusi neutron, serta difusi zat lain dalam media cair dan gas, dijelaskan oleh hukum Fick universal, yang menghubungkan arus difusi J D dengan kepadatan partikel N atau aliran melalui koefisien proporsionalitas yang disebut koefisien difusi D:
J D = -D*lulusan(N) = -D* (N)
Perambatan neutron dalam model difusi (walaupun tunduk pada sejumlah asumsi) dijelaskan dengan baik oleh fungsi matematika. Untuk media non-pembiakan dengan sumber (yang berhubungan dengan reaktor subkritis), dalam kasus paling sederhana ini adalah eksponensial:
(z)= С 1 pengalaman(+z/ L D)+ C 1 * exp(-z/ L D)
Apa saja fungsi media pemuliaan akan dijelaskan pada bab selanjutnya.
Mari kita perhatikan keseimbangan neutron per satuan volume dV untuk Ф( R), S S.
Keseimbangan neutron
Perubahan jumlah neutron disebabkan oleh penyerapan, kebocoran, dan kelahiran. Kemudian
kelahiran – kebocoran – penyerapan.
Lahirnya neutron disebabkan oleh suatu sumber : S( R) -jumlah neutron yang dihasilkan per satuan waktu dalam satuan volume dekat R. Penyerapan neutron ditentukan oleh banyaknya reaksi per satuan waktu per satuan volume. Kita perlu mencari hasil reaksi dalam suatu unsur volume
Mari kita cari kebocoran neutron dengan mengetahui vektor densitasnya J dari hukum Fick
Jika diketahui vektor J pada setiap titik pada permukaan volume dasar dV, maka kebocorannya sama dengan div J - jumlah neutron yang melintasi permukaan satuan volume per satuan waktu. Lebih-lebih lagi
div /D= konstanta/= – D D F
Jadi kita punya persamaannya
Dalam kasus stasioner
Catatan:
Saat menurunkan persamaan ini, kami menggunakan hukum Fick, yang berlaku jika distribusi aliran sepanjang koordinat linier pada jarak beberapa. Artinya persamaan ini tidak berfungsi dengan baik di dekat batas sumber. Koefisien D di sini ia sudah memperhitungkan kemungkinan hamburan non-bulat (lihat sebelumnya).
Kondisi batas:
1) fluks neutron F berhingga dan tidak negatif pada daerah di mana persamaan difusi berlaku;
2) pada batas dua media yang berbeda setidaknya dalam satu karakteristik interaksi neutron dengan inti.
Interaksi neutron dengan inti
Jelas bahwa ini kondisi batas tidak dapat dituliskan hanya dengan mengetahui ketergantungan pada R . Kami menggunakan teknik berikut: menggambar F (R) dalam reaktor datar. Jelasnya, fluks pada batas lebih kecil daripada fluks pada pusat inti, tetapi tidak sama dengan 0, yaitu. . Persamaan ini paling mudah diselesaikan dalam kondisi batas nol.
Mengalir di perbatasan
| X |
| F(x) |
| maks |
| F |
| α |
Menyelesaikan persamaan difusi sangat sederhana ketika fluks adalah 0 pada batas tertentu. Kita asumsikan bahwa fluks terbentuk pada 0 bukan pada batas fisik, tetapi pada batas ekstrapolasi reaktor (ekstrapolasi linier).
Panjang ekstrapolasi D– kuantitas yang tidak pasti, namun memberikan sedikit koreksi pada persamaan difusi. Nilai D telah dilakukan secara teoritis dan eksperimental. Ternyata kapan D = 0,71λ tr kesepakatan terbaik antara teori dan eksperimen diamati.
Akhir pekerjaan -
Topik ini termasuk dalam bagian:
Teori fisika reaktor
Fgaou vpo Ural universitas federal.. dinamai presiden pertama Rusia B Neltsin .. ka Nekrasov ..
Jika Anda membutuhkannya materi tambahan tentang topik ini, atau Anda tidak menemukan apa yang Anda cari, kami sarankan menggunakan pencarian di database karya kami:
Apa yang akan kami lakukan dengan materi yang diterima:
Jika materi ini bermanfaat bagi Anda, Anda dapat menyimpannya ke halaman Anda di jejaring sosial:
| Menciak |
Semua topik di bagian ini:
Reaktor nuklir paling sederhana
Isi teori reaktor nuklir paling mudah dipahami dengan menggunakan contoh reaktor paling sederhana - bola yang terbuat dari isotop fisil 235U. Diameter bola di mana ketiadaan dapat dilakukan
Bahan bakar reaktor nuklir
Untuk bekerja reaktor nuklir reaksi nuklir dasar harus memenuhi dua syarat: 1) untuk setiap neutron yang diserap, lebih dari satu neutron harus dilepaskan;
2) reaksi seharusnya
Tingkat reproduksi
Perbandingan jumlah inti fisil yang terbentuk dalam suatu reaktor selama penyerapan neutron dengan jumlah inti fisil yang terbakar disebut faktor pemuliaan (BR).
Mekanisme reaksi nuklir
Energi nukleon dalam inti En r Gambar. 2.1.1.
Untuk interaksi Tingkat energi nuklir Sama seperti di atom, lengkap
energi dalam
Bahkan inti memiliki level diskrit tertentu. Evn dipahami sebagai jumlah energi kinetik dan energi potensial
Penyerapan resonansi
Biarkan aliran neutron yang diam jatuh pada lapisan materi. Kita asumsikan bahwa kita dapat dengan lancar mengubah energi neutron yang datang. Kemudian Anda dapat memperhatikannya untuk nilai energi kinetik tertentu
Hamburan neutron
Suatu proses yang hanya menghasilkan perpindahan energi dari satu partikel ke partikel lainnya disebut hamburan. Ada 2 jenis hamburan: elastis dan tidak elastis. Hamburan neutron dan moderasi Dalam reaksi fisi, neutron dihasilkan dengan energi kinetik
Penampang melintang neutron
Mari kita perhatikan aliran neutron yang menembus aliran materi dengan inti. Kita asumsikan bahwa alirannya sangat tipis sehingga inti-intinya tidak saling mengaburkan, yaitu (d<< λ).
Поперечным
Hasil Reaksi Neutron
Hasil reaksi neutron adalah banyaknya reaksi yang terjadi per satuan waktu dalam satuan volume. Mari kita hitung hasil reaksi neutron dengan asumsi bahwa semua neutron mempunyai energi yang sama
Emisi neutron
Daerah inti stabil Gambar. 3.1.1.
Untuk nomor massa berapa pun, inti atom stabil hanya pada rasio tertentu antara jumlah neutron dan jumlah proton, dan wilayah ini stabil.
Mekanisme fisi nuklir
Sifat-sifat inti berat dalam banyak hal mirip dengan sifat setetes cairan. Gaya nuklir cenderung membuat inti berbentuk bola. Analog gaya nuklir adalah gaya molekuler dalam cairan, yang juga
Keseimbangan energi yang dilepaskan
Alasan pelepasan energi selama fisi adalah energi ikat per coulomb yang lebih tinggi untuk inti yang lebih ringan. Total energi yang dilepaskan dalam satu kali peluruhan uranium adalah sekitar 204 MeV, termasuk: kinetik
Reaksi berantai fisi
Setiap reaksi fisi U235 menghasilkan 2 neutron atau lebih. Kondisi yang diperlukan untuk reaksi berantai adalah lebih banyak partikel yang dihasilkan daripada yang diserap oleh pemrakarsa reaksi (neutron
Faktor perkalian reaktor dengan ukuran tak terhingga
Untuk reaktor berukuran tak terhingga, faktor perkaliannya harus lebih besar dari 1 untuk memulainya. Untuk reaktor termal, masalah mencari faktor perkalian dapat diselesaikan. Mari kita makan ra
Jumlah pengayaan yang diperlukan untuk mempertahankan reaksi berantai pada kondisi tunak
Apakah pengayaan diperlukan untuk reaktor nuklir? Untuk menjawab pertanyaan tersebut, mari kita pertimbangkan. Jelas diperlukan untuk reaksi berantai stasioner ³1. Oleh karena itu, dalam ekspresi untuk produk epf»1
Kebocoran neutron
Untuk reaktor berdimensi berhingga, persamaan Kef = K∞P berlaku, dengan P adalah probabilitas untuk menghindari kebocoran. Maka kondisinya kritis
Aksi neutron tertunda
Mari kita pertimbangkan pengaruh neutron tertunda pada pengendalian reaktor nuklir. Sebelumnya, kami menggunakan rata-rata umur pembangkitan neutron, dengan memperhitungkan penundaan, sebesar 0,1 detik. (seumur hidup itu instan
Distribusi neutron di dalam reaktor
Dalam suatu reaktor, neutron dihasilkan di seluruh titik inti, yaitu sumber neutron tersebar merata di seluruh ruang. Energi neutron yang dihasilkan ~2 MeV, arahnya berbeda-beda
Mari kita memiliki media aktif homogen yang tak terbatas. Maka ketergantungan n(E) tetap ada.
Mari kita perhatikan proses utama yang terjadi ketika neutron diperlambat: 1. elastis
Hamburan neutron elastis
Disipasi elastis adalah proses utama dalam reaktor termal. Pertimbangannya memungkinkan untuk menemukan spektrum energi neutron yang dimoderasi. Biarkan neutron tersebar pada inti bebas yang diam (hal
Perlambatan hidrogen tanpa penyerapan
Perlambatan hidrogen dianggap karena kesederhanaan spektrumnya, karena sebuah neutron dapat melambat hingga energi nol.
Memperlambat neutron pada hidrogen menjadi nol energi
Kepadatan Perlambatan
Kepadatan moderasi q(E) adalah jumlah neutron yang, dalam satuan volume per satuan waktu, melewati nilai energi E. Besaran ini sesuai untuk mempertimbangkan Perlambatan tanpa penyerapan di lingkungan non-hidrogen Misal A>>1 (A>10), maka perubahan energi tiap tumbukan kecil, rata-ratanya kecil
penurunan logaritmik
energi, dan solusinya menjadi lebih sederhana. Fermi mengusulkan model yang mana
Perlambatan dalam media tak terbatas dengan adanya penyerapan
Penyerapan neutron terjadi di lingkungan nyata mana pun yang di dalamnya terdapat moderator dan material struktural. Peran proses penyerapan tergantung pada jenis reaktor: dalam reaktor termal penyerapan -<<Σs, а также пусть спектр с учетом резонансного захвата мало отличается от спектра Ферми. В отсутствии поглощения плотность замедления постоянн
Kemungkinan menghindari penangkapan resonansi di media dengan jumlah massa lebih besar dari satu
Misalkan Σa<
Dalam reaktor nuklir menggunakan neutron termal Sa
penyerapan 200 eV dapat diabaikan). Resonansi memuncak pog
Efek Doppler
Efek Doppler adalah ketergantungan interaksi makro pada kecepatan inti dan, akibatnya, pada suhu T medium, yaitu. dengan peningkatan T, puncak resonansi makrobagian interaksi, jika ada
Kepadatan arus neutron. hukum Fick
Misalkan ada medium dengan distribusi neutron tertentu di ruang angkasa (diberikan F(r)) dan penampang hamburan Ss (dengan Sa=0). Mari kita cari rapat arus melalui satuan luas dS, l
Panjang difusi
Konsep ini diperkenalkan untuk mengkarakterisasi jarak perpindahan neutron selama difusi dari titik penciptaan ke titik penyerapan.
Pertimbangkan sumber titik neutron
Sebuah neutron melambat saat berdifusi. kita perlu mencari distribusi neutron dengan energi tertentu di ruang angkasa, mis. spektrum energi neutron di setiap titik di ruang angkasa. Teori usia diciptakan oleh E. Fehr
Persamaan difusi dengan memperhitungkan keterbelakangan
Mari kita nyatakan (r, u) - jumlah jalur yang dilalui oleh neutron dengan kelesuan dalam interval satuan dekat kelesuan u dan dalam satuan volume dekat r per satuan dalam
Asumsi dan keterbatasan teori usia
Usia dikaitkan dengan kelesuan. Kami memperoleh distribusi neutron pada umur tertentu, dan oleh karena itu pada energi tertentu, di ruang angkasa, yaitu. spektrum neutron pada setiap titik tertentu. Saat menurunkan persamaan difusi kita
Misalkan =0 diberikan dalam medium tak terhingga, dan semua neutron mempunyai energi E=2MeV. Mari kita cari kerapatan moderasi neutron. untuk masalah simetris bola, mis. .
Solusi persamaan
Arti fisik dari usia
Usia diperkenalkan sebagai variabel kenyamanan, [t]=cm2, yang berkaitan dengan sifat lingkungan.
Mari kita cari jarak rata-rata rdflhfn dari titik lahir ke titik perpotongan nilai-nilai tersebut
Waktu difusi dan waktu perlambatan
Perlu diketahui bagaimana waktu perlambatan neutron menjadi energi panas dan waktu difusi neutron sebagai energi panas. Menurut model dispersi elastis.
Kondisi kritis. Parameter geometris dan material
Jika komposisi inti diberikan, maka karakteristik tertentu, seperti umur neutron termal, kuadrat panjang difusi, dan faktor perkalian diberikan. Kondisi kritis hanya memberikan
Kemungkinan menghindari kebocoran
Kita mempunyai Keff = KR1P2 dimana P1 adalah probabilitas untuk menghindari kebocoran selama perlambatan, dimana P2 adalah probabilitas untuk menghindari kebocoran selama diff
Parameter geometri reaktor yang mempunyai dimensi dan bentuk berupa bola dan silinder
Bentuk inti yang paling umum adalah silinder. Parameter geometri adalah nilai eigen minimum persamaan gelombang: .
Perlu mencari solusi, memuaskan
Penentuan eksperimental ukuran reaktor kritis
Bagaimana cara membangun reaktor ukuran kritis? Jika kita mulai membangun sebuah reaktor, maka karena tidak adanya neutron dalam reaktor subkritis, kita tidak akan dapat mempertimbangkan derajat pendekatan kritisnya.
Cara termudah untuk membangun reaktor adalah dengan menggunakan model kecepatan tunggal (single-group). Neutron lahir, berdifusi dan diserap dengan energi yang sama. Seseorang dapat mempertimbangkan spektrum energi
Aditif reflektor yang efektif
Penurunan ukuran kritis reaktor akibat adanya reflektor ditandai dengan penambahan reflektor yang efektif : , dimana H0 adalah dimensi kritis (ketebalan inti
Periode reaktor
Pengetahuan pada bagian ini diperlukan untuk kerja praktek pada reaktor sebagai operator, karena Anda harus bisa memprediksi perilaku fluks neutron dan pelepasan panas dari waktu ke waktu dan di titik mana pun di dunia
Reaktivitas besar
Misalkan T sangat kecil sehingga, mis.
Then Again adalah garis lurus, yang kemiringannya dicirikan oleh rata-rata umur neutron cepat
Ledakan termal
Periode reaktor mungkin menjadi pendek, operator tidak bereaksi, dan ledakan termal akan terjadi. Sebuah reaktor tidak hanya terdiri dari bahan bakar; setiap reaktor juga berisi moderator dan pendingin. Dalam reaktor air uranium
Gangguan keseimbangan neutron
Agar reaktor dapat beroperasi dalam waktu lama pada daya tertentu, Keff = 1 selama waktu tersebut. Namun pada reaktor daya terdapat penyebab yang menyebabkan penurunan Keff:
Batang kendali
Batang kendali terbuat dari Cd113 atau B10 - ini adalah isotop yang memiliki penampang serapan yang sangat besar. Penampang serapan pada energi neutron termal l =0,01 cm
Keracunan reaktor oleh produk fisi
Keracunan disebabkan oleh hampir satu isotop radioaktif Xe135 (sa=2.7×106barn). Penampang ini sangat besar, karena itu sesuai dengan ukuran linier 1,7 × 10-9 cm, mis. urutan ukuran
terak
Slagging adalah penyerapan neutron oleh isotop stabil atau berumur panjang. Proses ini mirip dengan keracunan, hanya saja peluruhan radioaktif terjadi secara perlahan dan cepat
Penyerapan neutron berurutan Ada rantai seperti itu reaksi nuklir
, ketika setiap serapan neutron berturut-turut tidak menyebabkan penghancuran inti terak, yaitu terbentuk inti dengan penampang serapan yang cukup besar.
Perubahan reaktivitas selama pembakaran bahan bakar dan reproduksi
Reaksi nuklir dasar pada bahan fisil Mari kita asumsikan bahwa laju peluruhan isotop berumur panjang dapat terjadi
Pembakaran bahan bakar
Tingkat pembakaran bahan bakar menentukan komponen bahan bakar dalam biaya listrik (berbanding terbalik).
Untuk melakukan ledakan nuklir, perlu untuk menghubungkan bagian-bagian subkritis menjadi satu kesatuan yang secara substansial subkritis, dan setelah penyambungan, segel bahan bakar agar tetap dalam keadaan kompak, sehingga
Mengukur cadangan bahan bakar saat bahan bakar habis
Untuk memulai reaktor dan mencapai daya, Anda harus memiliki cadangan reaktivitas, yaitu Keff ~ 1.3. Saat reaktor beroperasi, ia menjadi keracunan. Dalam 20 jam cadangan reaktivitas sebesar 0,05 akan habis
Teori perturbasi dalam pendekatan efektif satu kelompok
;
Mari kita memiliki reaktor yang tidak terganggu. Fluks neutron di dalamnya mengikuti persamaan difusi (persamaan gelombang): ;
Biarlah dalam volume kecil
Ciri-ciri reaktor heterogen
Sebaiknya kita membagi pembahasan teori reaktor nuklir menjadi 2 bagian: 1. Teori mikroskopis, yang membahas tentang perhitungan K dan M2. Besaran-besaran ini pada dasarnya adalah x internal
Dampak utama penempatan uranium dalam bentuk balok
1. Efek pemblokiran internal untuk kemungkinan menghindari penangkapan resonansi disebabkan oleh puncak penyerapan resonansi eksternal pada uranium 238. Adanya penyerapan resonansi yang kuat memastikan
Perhitungan faktor perkalian untuk sistem heterogen
Faktor pemanfaatan termal f adalah perbandingan jumlah neutron termal yang diserap bahan bakar terhadap jumlah total neutron termal. Bahan bakar dan moderator dalam reaktor heterogen lengkap
Faktor perkalian neutron cepat
Untuk memilih zat yang dapat digunakan sebagai moderator, diperkenalkan konsep kemampuan moderator, yang tidak hanya menunjukkan rata-rata kehilangan energi per tumbukan, tetapi juga memperhitungkan jumlah tumbukan tersebut dalam satuan volume zat. Produk ξ Σs, di mana Σs adalah penampang hamburan makroskopik, memperhitungkan kedua faktor di atas, oleh karena itu nilainya mencirikan kemampuan moderasi zat. Semakin tinggi nilai ξ Σs maka semakin cepat neutron melambat dan semakin sedikit volume materi yang dibutuhkan untuk memperlambat neutron. 2
Seorang MODERATOR harus mempunyai kapasitas serapan minimal pada daerah energi panas, dan kapasitas serapan suatu zat ditandai dengan nilai Σa, t. Oleh karena itu, ciri utama zat yang digunakan sebagai moderator adalah koefisien moderasi kzam yang menunjukkan kemampuan suatu zat tidak hanya untuk memperlambat neutron, tetapi juga untuk mempertahankannya setelah moderasi: kzam = ξ Σs / Σa, t. Semakin besar kzam, semakin intens akumulasi neutron termal di moderator karena kemampuan moderasinya yang tinggi zat dan lemahnya serapan neutron di dalamnya. Zat dengan nilai kzam yang tinggi merupakan moderator yang paling efektif (lihat Tabel 2.2). Moderator terbaik adalah air berat, namun tingginya biaya air berat membatasi penggunaannya. Oleh karena itu, air biasa (ringan) dan grafit banyak digunakan sebagai moderator. 3
Dalam proses perlambatan menuju daerah termal, neutron mengalami banyak tumbukan, dan perpindahan rata-ratanya (dalam garis lurus) terjadi pada jarak dari tempat pembangkitan (lihat Gambar 2. 8.). Nilai Ls = 1/2 disebut panjang perlambatan, dan kuadrat panjang perlambatan disebut umur neutron τ. Neutron, setelah diperlambat ke daerah termal, bergerak secara kacau dalam medium untuk waktu yang relatif lama, bertukar energi kinetik ketika bertabrakan dengan inti di sekitarnya. Pergerakan neutron dalam suatu medium, ketika energi rata-ratanya tetap konstan, disebut difusi. Gerakan difusi neutron termal berlanjut hingga diserap. Selama proses difusi, neutron termal berpindah dari tempat lahirnya ke tempat serapan dengan jarak rata-rata “diff”. Nilai L = 1/2 disebut panjang difusi neutron termal. Jarak rata-rata perpindahan neutron dari tempat lahirnya (cepat) ke tempat serapannya (termal) dicirikan oleh panjang migrasi M: M 2 = τ + L 2. 4
5
3. 3. Pemisahan rentang energi neutron dalam reaktor nuklir Dari berbagai proses yang terjadi selama interaksi neutron dengan inti, ada tiga proses penting untuk pengoperasian reaktor nuklir: fisi, penangkapan radiasi, dan hamburan. Penampang interaksi ini dan hubungan di antara mereka sangat bergantung pada energi neutron. Interval energi cepat (10 Me. V-1 kE. V), menengah atau resonansi (1 kE. V-0,625 e. V) dan neutron termal (-e. V) biasanya dibedakan. Neutron yang dihasilkan selama fisi nuklir di dalam reaktor memiliki energi di atas beberapa kiloelektron volt, artinya semuanya adalah neutron cepat. Disebut neutron termal karena berada dalam kesetimbangan termal dengan bahan reaktor (terutama moderator), yaitu energi rata-rata geraknya kira-kira sama dengan energi rata-rata gerak termal atom dan molekul moderator. 6
Seperti yang dapat dilihat, untuk semua moderator, waktu difusi secara signifikan lebih lama dibandingkan waktu perlambatan, dengan perbedaan terbesar terjadi pada air berat. Artinya, dalam volume moderator yang besar, jumlah neutron berenergi panas kira-kira 100 kali lebih besar dibandingkan jumlah neutron berenergi lebih tinggi lainnya. 9
Bahan struktural dan bahan bakar memperlambat neutron dengan lemah dibandingkan dengan air berat atau ringan. Dalam reaktor grafit, volume moderator di dalam sel secara signifikan melebihi volume bahan bakar, dan umur neutron dalam reaktor mendekati umur neutron dalam grafit 10
Faktor perkalian Untuk menganalisis reaksi berantai fisi, diperkenalkan faktor perkalian yang menunjukkan rasio jumlah neutron ni pada generasi mana pun dengan jumlah neutron ni-1 pada generasi sebelumnya: k = ni/ ni -1 11
FASE SIKLUS NEUTRON TERTUTUP Nilai k∞ dalam media pemuliaan yang mengandung bahan bakar nuklir dan moderator ditentukan oleh partisipasi neutron dalam empat proses berikut, yang mewakili fase berbeda dari siklus neutron tertutup: 1) fisi oleh neutron termal, 2) fisi oleh neutron cepat, 3) moderasi neutron cepat ke wilayah termal, 4) difusi neutron termal ke serapan dalam bahan bakar nuklir 12
1. Fisi oleh neutron termal (10 -14 s). 1) Fisi oleh neutron termal dicirikan oleh koefisien fisi neutron termal η, yang menunjukkan jumlah neutron sekunder yang dihasilkan per satu neutron termal yang diserap. Nilai η bergantung pada sifat zat fisil dan kandungannya dalam bahan bakar nuklir: η = νσf 5/(σf 5 + σγ 8 N 8/N 5). Penurunan dibandingkan dengan jumlah neutron sekunder yang dihasilkan selama fisi) disebabkan oleh penangkapan radiasi neutron oleh inti 235 U dan 238 U, yang masing-masing memiliki konsentrasi N 5 dan N 8 (untuk singkatnya, kami akan menunjukkan yang terakhir digit nomor massa nuklida di subskrip). 13
Untuk nuklida 235 U (σf 5 = 583.5 b, σγ 5 = 97.4 b, N 8 = 0) nilainya adalah η = 2.071. Untuk uranium alam (N 8/N 5 = 140) kita mempunyai η = 1, 33.14.
2. Fisi dengan neutron cepat (10 -14 detik). Beberapa neutron sekunder yang dihasilkan selama fisi memiliki energi yang lebih besar dari energi ambang fisi yaitu 238 U. Hal ini menyebabkan fisi inti 238 U. Namun, setelah beberapa kali tumbukan dengan inti moderator, energi neutron menjadi di bawah ambang batas tersebut dan fisi inti 238 U berhenti. Oleh karena itu, penggandaan neutron akibat fisi 238 U hanya diamati pada tumbukan pertama neutron cepat yang dihasilkan dengan inti 238 U. Jumlah neutron sekunder yang dihasilkan per neutron cepat yang diserap dicirikan oleh koefisien fisi neutron cepat. 16
3. Memperlambat neutron cepat ke daerah termal (10 -4 s) Pada daerah energi resonansi, penyerap utama neutron moderat adalah inti 238 U. Peluang terhindarnya serapan resonansi (koefisien φ) berhubungan dengan massa jenis N 8 dari 238 inti U dan kemampuan moderasi medium ξΣs dengan rasio φ = exp[ – N 8 Iа, eff/(ξΣs)]. Besaran Ia, eff, yang mencirikan penyerapan neutron oleh inti individu 238 U di wilayah energi resonansi, disebut integral resonansi efektif. 17
Semakin besar konsentrasi inti 238 U (atau bahan bakar nuklir Nyat) dibandingkan dengan konsentrasi Npenggantian inti moderator (ξΣs = ξσs. Npenggantian), maka semakin rendah nilai φ 18
Difusi neutron termal sebelum penyerapan dalam bahan bakar nuklir (10 -3 s). Neutron yang mencapai daerah termal diserap oleh inti bahan bakar atau inti moderator. Peluang tertangkapnya neutron termal oleh inti bahan bakar disebut faktor pemanfaatan neutron termal θ. θget = Σа, yatΦyat/(Σа, yatΦyat + Σа, zamΦzam) = Σа, yat/(Σа, yat + Σа, zamΦzam/Φyat). 19
Keempat proses yang dipertimbangkan menentukan keseimbangan neutron dalam sistem pemuliaan (lihat Gambar 3.3). Akibat penyerapan satu neutron termal pada generasi mana pun, neutron ημφθ muncul pada generasi berikutnya. Jadi, koefisien perkalian dalam medium tak hingga dinyatakan secara kuantitatif dengan rumus empat faktor: k∞ = n ημφθ/n = ημφθ. 20
Beras. 3. 3 Siklus neutron reaksi berantai fisi menggunakan neutron termal dalam keadaan kritis (k∞ = ημφθ = 1). 21
Dua koefisien pertama bergantung pada sifat bahan bakar nuklir yang digunakan dan mencirikan produksi neutron selama reaksi berantai fisi. Koefisien φ dan θ mencirikan penggunaan neutron yang bermanfaat, tetapi nilainya bergantung pada konsentrasi inti moderator dan bahan bakar dengan cara yang berlawanan. Oleh karena itu, hasil kali φθ dan akibatnya k∞ memiliki nilai maksimum pada rasio optimal Nzam/Nyat. 22
reaksi berantai fisi dapat dilakukan dengan menggunakan berbagai jenis bahan bakar nuklir dan moderator: 1) uranium alam dengan moderator air berat atau grafit; 2) uranium yang diperkaya secara lemah dengan moderator apa pun; 3) uranium yang sangat diperkaya atau bahan bakar nuklir buatan (plutonium) tanpa moderator (reaksi fisi berantai dengan neutron cepat). 23
