ООО «НТ технологии»

Быстрые нейтроны в ядерном реакторе


­Непосредственное использование быстрых нейтронов в ядерном реакторе является выгодным и перспективным. Однако для широкого применения этого процесса необходимо решить названные выше отнюдь не простые проблемы. Ныне же не остается ничего другого, как применять п­роцесс с участием медленных нейтронов, хотя в этом случае можно использовать лишь малую долю природного урана.

Так как при делении ядра 235U или ядра 239 Ри испускаются быстрые нейтроны, то их необходимо замедлить. Энергия замедленных нейтронов примерно в 100 раз меньше энергии быстрых нейтронов. Для таких превращений применяется замедлитель, чаще всего графит, обычная или тяжелая вода. Замедление нейтронов происходит в результате их столкновений с ядрами замедлителя. При этом расчеты должны быть столь же точны, как показания в маслоуказателе МС, так как нейтроны не только замедляются (что и требуется), но частично поглощаются замедлителем (что плохо, так как в результате этого приходится использовать большее количество ядерного горючего, 235U или 239Ри). По эффекту замедления на первом месте стоит обычная вода, затем тяжелая вода и, наконец, графит. Но обычная вода в большей мере поглощает нейтроны (с образованием дейтерия). В меньшей мере нейтроны поглощает графит и еще меньше — тяжелая вода. Поэтому при использовании обычной воды или графита природный уран необходимо обогащать изотопом 235U до 3 — 4% (вместо природных 0,7%). В то время как, используя в качестве замедлителя тяжелую воду, можно обойтись без обогащения природного урана. ­

Наша продукция

Адрес:
Москва, Сокольническая пл. 4А

© ООО «НТ технологии»
Тел: 8 (495) 617-01-91
Copyright © 2005-2013 Все права защищены.