Скорость рождения нейтронов

Скорость рождения нейтронов

Скорость рождения нейтронов, т.е. число делений в секунду (мы его будем обозначать греческой буквой n), дает нам среднее число нейтронов, рождающихся в 1 секунду при одном делении ядра.

Почему среднее? Потому что случайно в одном и том же ядре может родиться при одном делении один нейтрон, при другом делении – два, третьем – три, т.е. рождающиеся нейтроны распределены по спектру. Если мы возьмем миллион делений и разделим на этот миллион число родившихся нейтронов, получим, сколько в среднем рождается нейтронов, т.е. получается вот эта величина n. Говоря «на одно деление», мы должны у величины n снизу написать индекс f, это будет означать среднее число нейтронов, родившихся при одном делении.

Но этого мало. В принципе, нужен еще и второй индекс, , потому что у 235U свое n, а у 239Pu свое, т.е. n должно иметь индекс изотопа. Если в данном случае мы  рассматриваем5U, то нужно писать Скорость рождения нейтронов. И тогда, чтобы найти, а сколько же нейтронов рождается в 1 секунду при делении 235U надо это Скорость рождения нейтронов умножить на число делений 235U f5 — Скорость рождения нейтронов.

Если у нас в реакторе есть и 235U и Pu, то сколько нейтронов будет рождаться в этом случае? Здесь надо добавить еще Скорость рождения нейтронов, умноженное на число делений в 1 секунду в 1 см3 на ядрах 239Pu

Скорость рождения нейтронов.

Тогда вот уже эта величина будет давать число нейтронов, рождающихся в 1 секунду в 1 см3, на всех изотопах, и на 235U и на 239Pu.

Вопрос – а это все, оно какой-нибудь буквой обозначается?

Никакой буквой не обозначается. Если мы не пишем индекс, то значит это относится ко всем изотопам, которые есть, т.е. тогда число нейтронов, рожденных в 1 см3
будет равно  nf×f.

Вопрос – а вот выражение, где сумма изотопов, это относится к МОХ-топливу?

Нет, почему МОХ-топливо? В любом реакторе, в котором есть 238U, а он всегда есть, потому что обычно используется низкообогащенный уран  (3 – 5 % 5U, а остальное — 8U), на свежей топливной загрузке нет плутония, но когда реактор начнет работать и поработает какое-то время, то из 238U будет получаться Pu, поэтому в общем случае надо писать сумму изотопов. Не обязательно это МОХ-топливо, если МОХ-топливо, то там как раз 235U нет, потому что МОХ-топливо делается из плутония, выделенного из ОЯТ и смешивается с обедненным ураном, в котором 235U почти нет. Есть, конечно, какое-то остаточное количество 235U, но, в основном, на МОХ-топливе будет идти деление на Pu и на 8U.

Вопрос – это уже после какой-то периодичности кампании?

Это в общем случае, оно зависит от того, большая ли концентрация ядер плутония или маленькая. А вот если концентрация плутония равна нулю, вот на свежей топливной загрузке rPu = 0, тогда деления на плутонии и не будет. Как только реактор начинает работать, вначале в реакторе содержатся мизерные количества плутония, а уже через месяц плутоний будет, а через год тем более.