PRoAtom

(Всего: 0)
от на 27/04/2020

Отметим одну из особенностей работы плутониевого реактора при энергии тепловых нейтронов 0,3 барна.

По данным БНАБ-1964, для 25-й группы: бf = 1670 барн, бс = 1210 барн. Число нейтронов деления 2,87.

В БНАБ-1978 которую мы примем за основу, данные были уточнены и немного скорректированы: бf = 1642 барна, бс = 1091 барн.

Таким образом, если при переходе от тепловых нейтронов к спектру быстрого натриевого реактора в нейтронном балансе добавляется 0,4 нейтрона на событие деления - то в данном случае наоборот убавляется 0,4 и эффективное число вторичных нейтронов eta(Pu239, группа№25) = 1,70.

Из этого следует невысокий коэффициент воспроизводства. Даже если ЯРД окутать многотонным экраном из урана-238, в практических конструкциях с учётом поглощения нейтронов - в конструкционных материалах, в осколках деления, в плутонии-240, в регулирующих стержнях, в теплоносителе-водороде - КВ составит на уровне 0,2. Будем считать в первом приближении: КВ=0 в случае ЯРД.

При рассмотрении сечений, картина оказывается очень благоприятная. Для многих конструкционных материалов сечение захвата пропорционально (1/v). Если при комнатной температуре для графита оно 3,4 миллибарна, то при Еn = 0,3 eV оно оказывается 1 миллибарн.

Критическая концентрация плутония-239 в чистом С12 при температуре 3000 К, для бесконечной среды оценочно близка к феноменальной величине 10 грамм на тонну графита.

Разумеется, в реальном ЯРД она будет на порядок выше:
*
графит должен быть в стойкой оболочке, у которой бс гораздо больше;
*
длина диффузии тепловых нейтронов L должна быть малой, чтоб обеспечить малую утечку тепловых нейтронов;
*
основной % нейтронов должен захватываться плутонием а не графитом, с учётом запаса реактивности на выгорание. - Дежурный по сайту.