В процессе замедления нейтрон может поглотиться ядрами урана-238, ядрами замедлителя и ядрами других конструктивных элементов реактора. Ясно, что коэффициент размножения пропорционален вероятности P того, что нейтрон не будет поглощен такими ядрами. Конечно, некоторые ядра урана-238 разделяются быстрыми нейтронами, еще не успевшими замедлиться. Это обстоятельство учитывается введением множителя μ, коэффициента размножения на быстрых нейтронах. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах есть отношение числа нейтронов, возникших при делении на быстрых и тепловых нейтронах, к числу нейтронов, возникших при делении только на тепловых нейтронах. Введем еще коэффициент теплового использования f, обозначающий вероятность того, что замедлившийся нейтрон будет поглощен ядрами изотопов урана, а не ядрами замедлителя и других конструктивных материалов реактора. Тогда:

k_∞=η·p·f·ε

Поскольку размеры активной зоны конечны, часть нейтронов будет уходить из нее наружу. Поэтому можно положить:

k=k_∞·P

где P есть вероятность того, что нейтрон не уйдет из активной зоны. Эта формула справедлива для реакторов любого вида, независимо от конкретного выражения для k_∞. Она сохраняет смысл и для атомной бомбы, активная зона которой состоит из чистого урана-235 или плутония-239. Величина P зависит от состава, размеров и формы активной зоны, а также от среды, окружающей активную зону. Если такая среда отражает нейтроны обратно в активную зону, то она увеличивает P. В этом случае она называется отражателем и состоит из легких атомов, слабо поглощающих нейтроны (графит, бериллий).

От каких же параметров зависит коэффициент размножения нейтронов? Если бы активная зона состояла только из одного делящегося изотопа (например, урана-235), то было бы k_∞=ή. В случае реального реактора это не так. Для конкретности мы будем иметь в виду реактор на естественном или слабо обогащенном уране. Основная часть вторичных нейтронов появляется при делении ядер урана-235 тепловыми нейтронами. Но при делении образуются главным образом быстрые нейтроны. Чтобы сделать их более эффективными, используют различные замедлители, при рассеянии на ядрах которых нейтроны и замедляются до тепловых скоростей. Поэтому рассматриваемый реактор является реактором на тепловых нейтронах.

Размножение на быстрых нейтронах происходит в гомогенной и гетерогенной активных зонах. В гомогенной активной зоне ядра урана-238 окружены большим количеством ядер замедлителя. Нейтроны деления, проникая через окружение, с большей вероятностью испытывают столкновения с легкими ядрами и замедляются до энергий ниже порога деления урана-238. Вследствие этого коэффициент размножения на быстрых нейтронах в гомогенных реакторах мало отличается от единицы.

В гетерогенном реакторе быстрые нейтроны движутся сначала в ТВЭЛах среди ядер урана-238. Поэтому вероятность столкновения с ядром урана-238 и его деления в гетерогенном реакторе значительно больше, чем в гомогенном реакторе. Она зависит от пути быстрого нейтрона в ядерном топливе, то есть от размеров ТВЭЛов, концентрации урана-238, а также от шага решетки а. В толстом ТВЭЛе быстрый нейтрон проходит больший путь, чем в тонком, значит, и коэффициент размножения на быстрых нейтронах в первом случае больше, чем во втором. Если шаг решётки a намного превосходит длину рассеяния быстрого нейтрона в замедлителе λ_S, то большинство быстрых нейтронов попадает в другой ТВЭЛ, замедлившись до энергий E_n<1,0 МэВ. Поэтому коэффициент μ для решёток с шагом a>>λ_S определяется только размерами и составом ТВЭЛа. Например, для стержней из природного урана радиусом R см

μ ≈ 1 + 1,75·10⁻²R.

В водо-водяных реакторах ТВЭЛы образуют тесную решетку (a<<λ_S). Таким расположением ТВЭЛов уменьшают поглощение тепловых нейтронов в воде. В тесных решетках нейтроны деления успевают пройти несколько ТВЭЛов до замедления ниже пороговой энергии деления урана-238. Наиболее высок коэффициент размножения на быстрых нейтронах в ВВЭР. Для отношения ядер водорода и урана-238 N_H/N₈>3 коэффициент размножения на быстрых нейтронах рассчитывают по приближённой формуле:

μ ≈ 1 + 0,22(N₈/N_H).

 

Нейтронографические методы исследования свойств вещества опираются на свойства нейтрона как элементарной частицы, из которых наиболее важными являются отсутствие электрического заряда, наличие массы покоя, достаточно сильное взаимодействие с атомными ядрами и его зависимость от типа изотопа одного и того же элемента, наличие большого магнитного момента. Совокупность этих свойств делают нейтроны сильно проникающим видом излучения, волновые свойства которого могут быть выбраны адекватными размерам изучаемых объектов.
Все прошедшие годы развивались исследования по нейтронно-структурному анализу с использованием метода дифракции нейтронов. Уделялось внимание исследованиям магнитных свойств разных материалов, интенсивно продолжается изучение высокотемпературных и других систем с сильными электронными корреляциями. Успешно развивались исследования методом малоуглового рассеяния структурного анализа, особенно биологических объектов, по изучению самоорганизующихся систем и микроскопических термодинамических характеристик.
Методы нейтронографии позволяют изучать динамические процессы в биологических системах (диффузию молекул, сегментную подвижность, продольные и поперечные колебания полипептидных цепей).
 

Ядерный реактор — устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 10⁷ K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются как продукты экзоэнергетической реакции.