Otevřít hlavní menu

Změny

Přidány 2 bajty ,  před 5 lety
m
* 2 až 3 rychlé [[neutron|neutrony]] - které mají střední kinetickou energii kolem 2MeV (v rozpětí 0 až 10MeV)<ref name="RF1" /> a s jejich pomocí dochází k dalšímu štěpení jader paliva
* [[Záření gama|gama záření]] - které odnáší část energie a v reaktoru je z velké části absorbováno
* [[neutrino|neutrina]] - která v reaktoru zachytit v podstatě nelze a tatotuto část jaderné energie nelze následně využít
 
Neutrony při svém vzniku ze štěpení mají relativně vysokou energii, která jim jen s obtížemi dovoluje štěpit palivo (záleží na izotopu použitého paliva). Naopak pomalé neutrony, zpravidla nazývané "tepelnými neurony", jsou 235U schopny štěpit s mnohem větší pravděpodobností. Z tohoto neutronově-fyzikálního hlediska dělíme reaktory na:
* '''p''' - '''pravděpodobnost úniku rezonančnímu záchytu''' udává pravděpodobnost s jakou se neutron absorbuje v <sup>238</sup>U během svého zpomalování
* '''P<sub>2</sub>''' - tento koeficient udává pravděpodobnost, že neutrony neuniknou ze soustavy během difúze, kdy už jsou zpomaleny na tepelnou energii
* '''f''' - '''koeficient využití tepelných neutronů''' udává poměr tepelných neutronů, které se zachytily v palivu (<sup>235</sup>U i <sup>238</sup>U), ku všem tepelným neutronům zachyceným v soustavě
* <math>\eta</math> - '''regenerační faktor''' udává poměr všech neutronů, které vzniknou štěpeníštěpením v reaktoru, ku tepelným neutronům, které byly zachyceny v palivu
 
Popsat zjednodušený cyklus neutronů lze na základě obrázku nalevo. V reaktoru je za provozu velkémvelké množství neutronů s různými energiemi v různých místech. Popis takové situace lze zjednodušit, pokud budeme uvažovat, že neutrony vznikají v tzv. generacích, kdy vždy naráz vznikne velké množství neutronů v palivu a až poslední z nich zanikne, vzniká generace nová. Toto zjednodušení můžeme použít za předpokladu, že neutrony v reaktoru neinteragují mezi sebou a neovlivňují tak svoji energii a směr letu (tvoří tím osamostatněné skupiny neutronů = generace neutronů). Vzhledem k tomu, že množství atomů na jednotkový objem v reaktoru značně převyšuje [[hustota toku neutronů|hustoty toku neutronů]] bude většina interakcí připadat na neutron-atom a interakcí neutron-neutron bude velmi málo, je toto zanedbání ospravedlnitelné.
 
V generaci "N" nechť je M rychlých neutronů vzniklých ze štěpení. Některé z rychlých neutronů zasáhnou jádra <sup>238</sup>U, které díky své vysoké energii rozštěpí a vznikne tak o M(<math>\epsilon</math>-1) více neutronů a tím jejich celkový počet vzroste na M<math>\epsilon</math>. P<sub>1</sub> část těchto neutronů má takovou rychlost a směr, že i když se srazí s jinými jádry konstrukčních materiálů reaktoru, udrží se v soustavě a mohou teoreticky v budoucnu štěpit. Zbylá část M(P<sub>1</sub>-1)<math>\epsilon</math> ze soustavy vyletěla a je nenávratně ztracena. Neutrony, které se v soustavě udržely, jsou dalšími srážkami zpomalovány na tepelné energie. Při tomto zpomalování musí ale překonat tzv. "rezonanční oblast" <sup>238</sup>U určenou koeficientem "p", což jsou intervaly energie, při kterých srážka neutronu s <sup>238</sup>U téměř výhradně vede k neštěpné absorpci. Počet neutronů, které se úspěšně zpomalí a vyhnou se tak rezonancím je roven M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>p. Nyní jsou už všechny neutrony v generaci tepelné, část z nich však dokáže během difúze uniknout ze soustavy a zbývá jich pouze M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>, které v reaktoru musí nějakým způsobem zaniknout. Ta část, která se absorbuje v palivu (<sup>235</sup>U i <sup>238</sup>U) je dána koeficientem využití tepelných neutronů, ostatní z nich jsou absorbovány v atomech moderátoru, řídicích tyčí a dalších konstrukčních prvcích. Ze všech M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>f neutronů absorbovaných v palivu pak vznikne M<math>\epsilon</math>P<sub>1</sub>pP<sub>2</sub>f<math>\eta</math> nových rychlých neutronů nové generace "N+1" a cyklus se opakuje.
<math>k_\mathrm{ef} = \frac{M_N}{M_{N-1}}= \epsilon P_1pP_2f\eta</math>
 
Tento koeficient udává jakým způsobem se počet neutronů v čase mění, tomu je úměrný i počet štěpení a tedy i uvolněná energie. V závislosti na velikosti ''k''<sub>ef</sub> se následně uvádí, v jakém stavu se reaktor (potažmo jakýkoliv jaderný materiál, například i kontejner s vyhořelým palivem) nachází.
 
* ''k''<sub>ef</sub> < 1 - podkritický stav, výkon klesá