Коэффициент использования тепловых нейтронов – параметр цепной ядерной реакции, показывающий, какая доля тепловых нейтронов поглощается ядерным горючим.

При ядерных превращениях носителем цепного процесса может служить нейтрон, поскольку он не имеет электрического заряда и может беспрепятственно сближаться с атомными ядрами. Среди известных ядерных реакций лишь одна обладает свойством цепных реакций. Это реакция деления тяжелых ядер, которые легко возбуждаются нейтроном. Основную трудность представляет собой не организация цепной реакции, а получение чистых делящихся веществ. Важной чертой цепных ядерных реакций является тот факт, что их скорости не зависят от температуры среды, что является их главным преимуществом перед процессами с тепловым возбуждением.
В результате деления ядра появляется в среднем 2 нейтрона. Поэтому можно организовать цепную реакцию деления, при которой новые нейтроны, в свою очередь активируют реакцию деления ядер топлива. Однако помимо реакции деления всегда присутствуют конкурирующая реакция радиационного захвата и утечка нейтронов из активной зоны реактора. В состав всегда входят теплоноситель, конструкционные материалы и замедлитель, которые увеличивают захват нейтронов.
Таким образом, мы приходим к необходимости изучения того, при каких условиях возможна цепная реакция деления в на тепловых нейтронах (именно такие реакторы обычно применяются для энергетических целей). Нужно отметить, что мы будем рассматривать реакторы, использующие естественный уран.
Пусть в среде есть быстрых нейтронов, они будут взаимодействовать с ядрами среды, в том числе и с ядрами урана-238, те из них которые имеют энергию выше порога деления (1 МэВ) могут вызывать деление урана и образование новых быстрых нейтронов. При этом их энергия будет меньше порога деления.

 Замедлитель и ядерное топливо в гомогенной активной зоне облучаются потоками тепловых нейтронов одинаковой плотности φ. Если принять, что гомогенная смесь состоит из замедлителя и ядерного топлива (урана), то влияние на коэффициент использования тепловых нейтронов θ таких параметров как разбавление урана замедлителем, обогащение урана и температура нейтронов будет следующим:

Количество тепловых нейтронов, поглощённых за 1 с в единице объёма гомогенной смеси:

Σ_aφ=(Σ^З_a+Σ^U_a)φ, где

φ — нейтронный поток
Σ_a — макроскопическое сечение поглощения смеси;
Σ^З_a — макроскопическое сечение поглощения замедлителя;
Σ^U_a — макроскопическое сечение поглощения урана.

Таким образом, коэффициент θ равен доле тепловых нейтронов, поглощённых в уране:

θ=Σ^U_aφ/Σ_aφ=Σ^U_a/(Σ^U_a+Σ^З_a).

Если заменить макроскопические сечения микроскопическими по формуле Σi=Nσi, получим последнее выражение в виде

Из анализа формулы следует три вывода:

1. коэффициент θ гомогенной смеси не зависит от скорости нейтронов v, а значит, и от температуры нейтронов T_n, если сечение поглощения σa всех компонентов смеси подчиняется закону 1/v;
2. с увеличением концентрации урана в смеси коэффициент θ стремится к единице. Наоборот, разбавление урана замедлителем ведёт к уменьшению коэффициента θ
3. с повышением обогащения урана возрастают сечение поглощения σUa и коэффициент θ.

Гетерогенная активная зона, в отличие от гомогенной, неоднородна для тепловых нейтронов, так как сечения поглощения замедлителя и материала ТВЭЛа резко различаются. Рассмотрим изменение величины θ при переходе от гомогенной системы к гетерогенной на примере цилиндрической ячейки, состоящей из уранового стержня и замедлителя.

Быстрые нейтроны теряют свою энергию в замедлителе, так как урановый стержень состоит только из тяжелых атомов. Следовательно, замедлитель является источником тепловых нейтронов. Из замедлителя тепловые нейтроны перетекают в урановый стержень. Величина потока нейтронов φ уменьшается от границы ячейки к её центру.

Поглощение тепловых нейтронов в гетерогенном реакторе ядрами замедлителя больше, чем в гомогенном. Поэтому при одинаковом составе активной, зоны коэффициент θгет гетерогенного реактора меньше, чем коэффициент θ_гом гомогенного реактора. Переход от гомогенной системы к гетерогенной ухудшает использование тепловых нейтронов в цепной реакции. Например, в квадратной уран-графитовой решётке с шагом a=30см и стержнем из природного урана диаметром d=3см отношение количества атомов N_C/N_U=215, а коэффициент θ_гет=0,885. В гомогенной смеси с таким соотношением ядер углерода и природного урана значение θ_гом=0,915. В данном случае эффективность использования тепловых нейтронов при переходе к гетерогенной системе снижается примерно на 3%.

Встречаются два типа ядерных реакторов: гетерогенный и гомогенный.

Гетерогенный ядерный реактор — реактор, в котором ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны.
Основной признак гетерогенного реактора — наличие тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). ТВЭЛы могут иметь различную форму (стержни, пластины и т. д.), но всегда существует чёткая граница между горючим, замедлителем, теплоносителем и т. д.
Подавляющее большинство используемых сегодня реакторов — гетерогенные, что обусловлено их конструктивными преимуществами, по сравнению с гомогенными реакторами.

Гомогенный ядерный реактор — ядерный реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем.
Основное отличие гомогенного реактора от гетерогенного — отсутствие тепловыделяющих элементов; ядерное горючее находится в активной зоне ректора в виде гомогенной смеси, к которым относятся растворы солей урана, суспензии окислов урана в лёгкой и тяжёлой воде, твёрдый замедлитель, пропитанный ураном, расплавленные соли. Известны варианты гомогенных реакторов с газообразным горючим (газообразные соединения урана) или взвесью урановой пыли в газе.
Тепло, выделяемое в активной зоне, отводится теплоносителем (водой, газом и т. д.), движущимся по трубам через активную зону, либо смесь горючего с замедлителем сама служит теплоносителем, циркулирующим через теплообменники.
Гомогенные реакторы не нашли широкого применения вследствие высокой коррозии конструкционных материалов в жидком топливе, сложности конструкции реакторов на твёрдых гомогенных смесях, больших загрузок слабообогащённого уранового топлива и других причин.

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.

Реактор на тепловых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра» .
Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощается в активной зоне.
Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.
В мощных энергетических реакторах не всегда удается подобрать подходящие конструкционные материалы с небольшим сечением поглощения. Тогда оболочки, каналы и другие части конструкции реакторов изготовляют из материалов, интенсивно поглощающих нейтроны, таких, как нержавеющая сталь. Дополнительные потери тепловых нейтронов в конструкционных материалах компенсируются использованием урана с высоким обогащением — до 10 %.
В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно поглощение нейтронов продуктами деления, для компенсации которого в активную зону перед началом кампании добавляют определённую массу ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом кампании и удельной мощности реактора.