XVII. Кино 17 страница. Ядерный магнитный резонанс(ямр), резонансное поглощение электромагнитной энергии веществом, обусловленное переориентацией магнитных моментов атомных ядер

ЯДЕРНЫЙ МАГНИТНЫЙ РЕЗОНАНС (ЯМР), резонансное поглощение электромагнитной энергии веществом, обусловленное переориентацией магнитных моментов атомных ядер. ЯМР - один из методов радиоспектроскопии. Наблюдается в сильном постоянном магнитном поле Но, на к-рое накладывается слабое радиочастотное магнитное поле Hi Но.Резонансный характер явления определяется свойствами ядер, обладающих моментом количества движения J - М и магнитным моментом;

Ц = У1. (1) Здесь / - спин ядра, у - гиромагнитное отношение (величина, характерная для данного вида ядер), h - Планка постоянная. Частота, на к-рой наблюдается ЯМР:

ш_о = уНо. (2) Для протонов в поле Но = 10⁴ э ш/2я = = 42, 57 Мгц; для большинства ядер эти значения лежат в диапазоне 1-10 Мгц. Порядок величины резонансного поглощения определяется равновесной ядерной намагниченностью вещества (ядерным парамагнетизмом): U₀ = Хо Н₀, где x_о - статич. ядерная восприимчивость.

ЯМР, как и др. виды магнитного резонанса, можно описать классич. моделью гироскопа. В постоянном магнитном поле Но пара сил, обусловленная магнитным моментом ц, вызывает прецессию магнитного и механич. моментов, аналогичную прецессии волчка под действием силы тяжести. Магнитный момент д прецессирует вокруг направления Но с частотой ш_о = уНо, угол прецессии в остаётся неизменным (рис. 1). В результате воздействия радиочастотного поля Hi резонансной частоты ш_о уголв изменяется со скоростью yH₁pad/сек, что приводит к значит, изменениям проекции и на направление поля Но даже в слабом поле H₁.

С квантовой точки зрения ЯМР обусловлен переходами между уровнями энергии взаимодействия магнитных ди-польных моментов ядра с полем Но. В простейшем случае изолированных, свободных от др. воздействий ядерных спинов, условие Е= - уhН_от (т = 1, /- 1,...,..., -/) определяет систему (21 + 1) эквидистантных уровней энергии ядра в поле Н₀. Частота ш₀ соответствует переходу между двумя соседними уровнями.

Представление об изолированных ядерных спинах является идеализацией; в действительности ядерные спины взаимодействуют между собой и с окружением, напр, кристаллич. решёткой. Это приводит к установлению теплового равновесия (к релаксации). Релаксац. процессы характеризуются постоянными T₁ и Тз, к-рые описывают изменения продольной и поперечной составляющих ядерной намагниченности. Изменение первой связано с изменением энергии системы ядерных спинов в поле Но (спин-решёточная релаксация). Изменения поперечной составляющей определяются в основном внутр. взаимодействиями в самой системе спинов (спин-спиновая релаксация). Значения T₁ лежат в пределах от 10-⁴ сек для растворов парамагнитных солей до неск. ч для очень чистых диамагнитных кристаллов. Значения Т_г изменяются от 10-⁴ сек для кристаллов до неск. сек для диамагнитных жидкостей. T₁ и Т₂ связаны со структурой и характером теплового движения молекул вещества. Для жидкостей T₁ и Т₂, как правило, близки, но становятся резко различными при кристаллизации, сопровождающейся всегда значит, уменьшением Т₂. Большие T_t в очень чистых диамагнитных кристаллах объясняются малостью внутр. магнитных полей. В кристаллах, содержащих парамагнитные примеси, тепловой контакт с решёткой осуществляется немногими ядрами, находящимися вблизи от атомов примеси, где локальное поле значительно сильнее. Равновесное распределение, образовавшееся возле атома примеси, распространяется по всему кристаллу за счёт обмена состояниями соседних ядерных спинов в результате магнитного дипольного взаимодействия (спиновая теплопроводность). В металлах и сплавах осн. механизм релаксации - взаимодействие электронов проводимости с ядерными моментами. Оно приводит также к сдвигу резонансных частот (см. Най-товский сдвиг).

Резонансная линия имеет ширину & ш = 2/Т₂ (рис. 2). В сильных полях Hi наступает " насыщение" - увеличение ширины и уменьшение амплитуды линии при |y| Hi > (TtT^)~'l². Насыщение сопровождается уменьшением ядерной намагниченности. Этому соответствует выравнивание населённостей уровней в результате переходов, вызванных полем Hi. Ширина линий в кристаллах определяется магнитным полем соседних ядер. Для многих кристаллов спин-спиновое взаимодействие ядер настолько велико, что приводит к расщеплению резонансной линии.

Большое влияние на времена релаксации, ширину и форму линий ЯМР оказывает взаимодействие электрич. квадру-польного момента ядер Q с локальным электрич. полем в веществе. В жидкостях ЯМР для ядер с большим Q удаётся наблюдать только на веществах с симметричным строением молекул, исключающим появление квадрупольного взаимодействия (напр., ⁷³Ge в тетраэдрич. молекуле GeCls). В кристаллах квадру-польное взаимодействие часто даёт расщепление уровней ЯМР t^niHo. В этом случае поглощение энергии определяется ядерным квадруполъным резонансом.

Спектры ЯМР в подвижных жидкостях для ядер со спином / = '/а и Q = 0 отличаются узкими линиями (ЯМР высокого разрешения). Спектры высокого разрешения получаются для протонов, ядер ^l9F, ¹³C, ³¹Р и нек-рых др. ядер. Одиночные линии в этом случае получаются только если наблюдается ЯМР ядер, занимающих химически эквивалентные положения (напр., линии водорода в спектрах воды, бензола, циклогексана). Все соединения более сложного строения дают спектры из многих линий (рис. 3), что связано с двумя эффектами. Первый, т. н. химический сдвиг, - результат взаимодействия окружающих ядро электронов с полем Но.

Возмущение состояний электронов вызывает уменьшение постоянной составляющей поля, действующего на ядра, пропорциональное Но. Величина хим. сдвига зависит от структуры электронных оболочек и, т. о., от характера хим. связей, что позволяет судить о структуре молекул по спектру ЯМР. Вторым эффектом является непрямое спин-спиновое взаимодействие. Непосредственное магнитное взаимодействие ядер в подвижных жидкостях затруднено из-за броуновского движения молекул; непрямое спин-спиновое взаимодействие обусловлено поляризацией электронных оболочек полем ядерных моментов. Величина расщеплений в этом случае не зависит от Н₀.

Наблюдение спектров ЯМР осуществляется путём медленного изменения частоты ш поля Hi или напряжённости поля Но. Часто применяется модуляция поля Но полем звуковой частоты. При исследованиях кристаллов лучшую чувствительность даёт метод " быстрой модуляции": поле Но модулируется звуковой частотой так, что процессы, определяемые временем релаксации Т₁, не успевают завершиться за период модуляции, и состояние системы спинов нестационарно. Применяются также импульсные методы (воздействие поля Hi ограничено во времени короткими импульсами). Важнейшие из них-метод спинового эха и фуръе-спектроскопия.

Эдс индукции пропорциональна HV Поэтому обычно эксперименты выполняют в сильном магнитном поле. Основным элементом радиочастотной аппаратуры, применяемой для наблюдения ЯМР, является настроенный на частоту прецессии контур, в катушку индуктивности к-рого помещается исследуемое вещество. Катушка выполняет 2 функции: создаёт действующее на исследуемое вещество радиочастотное магнитное поле Н" и воспринимает эдс, наведённые прецессией ядерных моментов. Контур включается в радиочастотный мост или в генератор, работающий на пороге генерации. Методом ЯМР были измерены моменты атомных ядер, впервые исследованы состояния с инверсной заселённостью уровней. Исследования релаксац. процессов, ширины и тонкой структуры линий ЯМР дали много сведений о структуре жидкостей и твёрдых тел. ЯМР высокого разрешения представляет собой наряду с инфракрасной спектроскопией стандартный метод определения строения органич. молекул. Тесная связь формы сигналов с внутр. движением в веществе позволяет использовать ЯМР для исследования заторможённых вращений в молекулах и кристаллах. ЯМР используется также для изучения механизма и кинетики хим. реакций. На ЯМР основаны приборы для прецизионного измерения и стабилизации магнитного поля (см. Квантовый магнитометр). За открытие и объяснение ЯМР (1946) Ф. Блоху и Э. Пёрселлу была присуждена Нобелевская премия по физике за 1952. Лит.: В 1 о с h F., " Physical Review", 1946, v. 70, № 7-8, p. 460; В 1 о e m Ь е гg e n N., Purcell E. M., P о u n d R. V., там же, 1948, v. 73, № 7, p. 679; A 6 p aгам А., Ядерный магнетизм, пер. с англ., М., 1963; Александров И. В., Теория магнитной релаксации. Релаксация в жидкостях и твердых неметаллических парамагнетиках, М., 1975; Сликтер Ч., Основы теории магнитного резонанса с примерами из физики твердого тела, [пер.], М., 1967; ПоплД., ШнейдерВ., Бернстейн Г., Спектры ядерного магнитного резонанса высокого разрешения, пер. с англ., М., 1962; ЭмслиДж., ФинейДж., С а т к л и Ф Л., Спектроскопия ядерного магнитного резонанса высокого разрешения, пер. с англ., т. 1-2, М., 1968-69; Ф a p p a p Т., Б е кк e p Э., Импульсная и фурье-спектроскопия ЯМР, пер. с англ., М., 1973.

К. В. Владимирский.

ЯДЕРНЫЙ ПАРАМАГНЕТИЗМ, магнетизм веществ, обусловленный магнитными моментами атомных ядер. В постоянном магнитном поле Но существование магнитных моментов ядер приводит к слабому парамагнетизму в виде небольшой добавочной ядерной намагниченности Мо = %Но, где 1 - магнитная ядерная восприимчивость. Намагниченность Л/о в 10⁶ - 10⁸ раз меньше, чем в случае электронного парамагнетизма. Я. п. впервые обнаружен в 1937 Л. В. Шубниковым и Б. Г. Лазаревым (СССР) в твёрдом водороде. Изучается методом ядерного магнитного резонанса.

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (ЯРД), ракетный двигатель, в к-ром тяга создаётся за счёт энергии, выделяющейся при радиоактивном распаде или ядерной реакции. Соответственно типу происходящей в ЯРД ядерной реакции выделяют радиоизотопный ракетный двигатель, термоядерный ракетный двигатель и собственно ЯРД (используется энергия деления ядер). ЯРД состоит из реактора, реактивного сопла, турбонасосного агрегата (ТНА) для подачи рабочего тела в реактор из бака двигательной установки (где оно хранится в жидком состоянии), управляющих агрегатов и др. элементов. В ядерном реакторе рабочее тело превращается в высокотемпературный газ, при истечении к-рого создаётся тяга. Газ для привода ТНА можно получить нагревом осн. рабочего тела в реакторе. Сопло ТНА и мн. др. агрегаты ЯРД аналогичны соответств. элементам жидкостных ракетных двигателей (ЖРД). Принципиальное отличие ЯРД от ЖРД - в наличии ядерного реактора вместо камеры сгорания (разложения). Достоинство ЯРД - в их высоком удельном импульсе благодаря большой скорости истечения рабочего тела, достигающей 50 км/сек и более. По удельному импульсу ЯРД значительно превосходят химические ракетные двигатели, у к-рых скорость истечения рабочего тела не превышает 4, 5 км/сек. В стадии тех-нич. разработки (1977) экспериментальный амер. ЯРД " Нерва-I" (" Nerva-1"); при массе 11 т развивает тягу св. 300 ки при удельном импульсе 8, 1 км/сек. К 1978 созданы экспериментальные образцы радиоизотопных ЯРД с тягой до неск. и. Использование всех типов ЯРД предусматривается только в космосе. Лит.: Бассард Р. В., Де-Лауэр Р. Д., Ракета с атомным двигателем пер. с англ., М., 1960; и х ж е, Ядерные двигатели для самолётов и ракет, пер. с англ., М., 1967.

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в к-ром осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый Я. р. построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый Я. р. пущен в декабре 1946 в Москве под руководством И. В. Курчатова. К 1978 в мире работало уже ок. тысячи Я. р. различных типов. Составными частями любого Я. р. являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиац. защита, система дистанц. управления (рис. 1). Осн. характеристикой Я. р. является его мощность. Мощность в 1 Мет соответствует

цепной реакции, в к-рой происходит 3*10¹⁶ актов деления в 1 сек.

В активной зоне Я. р. находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние Я. р. характеризуется эффективным коэфф. К₃ф размножения нейтронов или реактивностью р:

Р = (Каф - 1)/Кэф. (1)

Если Х_эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Я. р. находится в н а дкритичном состоянии и его реактивность р > 0; если К_э& < 1, то реакция затухает, реактор - подкритич е н, р < 0; при К₀ф= 1, р = 0 реактор находится в критич. состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Я. р. в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, ²⁵²Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции приХ_эф> 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Я. р. применяют ²³³U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащённый уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов), то осн. часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В Я. р. на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащённый ²³⁵U (такими были первые Я. р.). Если замедлителя в активной зоне нет, то осн. часть делений вызыват ется быстрыми нейтронами с энергией Е_п > Ю кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на п р о м е ж уточных нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.

По конструкции Я. р. делятся на гетерогенные реакторы, в к-рых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между к-рыми находится замедлитель нейтронов (рис. 2), и гомогенные реакторы, в к-рых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном Я. р., наз. тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ'ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, наз. ячейкой. По характеру использования Я. р. делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы. Часто один Я. р. выполняет неск. функций (см. Двухцелевой реактор).

Условие критичности Я. р. имеет вид: К, _Ф = К_Х-Р=1, (1), где 1 - Р - вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Я. р., К_х - коэфф. размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Я. р. так наз. " формулой 4 сомножителей":

К_х = мефв. (2) Здесь v - среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра ²³⁵U тепловыми нейтронами, е - коэфф. размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, гл. обр. ядер ²³⁸U, быстрыми нейтронами); ср - вероятность того, что нейтрон не захватится ядром ²³⁸U в процессе замедления, & - вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной Т| = v/(l + а), где а - отношение сечения радиац. захвата а_р к сечению деления а_д.

Условие (1) определяет размеры Я. р. Напр., для Я. р. из естеств. урана и графита v = 2, 4, е " 1, 03, ЕфО и 0, 44, откуда К" = 1, 08. Это означает, что для Кас> 1 необходимо Р< 0, 93, что соответствует (как показывает теория Я. р.) размерам активной зоны Я. р. ~5-10 м. Объём совр. энергетич. Я. р. достигает сотен м³ и определяется гл. обр. возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Я. р. в критич. состоянии наз. критическим объёмом Я. р., а масса делящегося вещества - критич. массой. Наименьшей критич. массой обладают Я. р. с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵U эта масса равна 0, 8 кг, для ²³⁹Ри - 0, 5 кг. Наименьшей критич. массой обладает ²³¹ Cf (теоретически 10 г). Критич. параметры графитового Я. р. с естеств. ураном: масса урана 45 т, объём графита 450 м³. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферич. или близкую к сферич. форму, напр, цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).

Величина v известна для тепловых нейтронов с точностью 0, 3% (табл. 1). При увеличении энергии Е_n нейтрона, вызвавшего деление, v растёт по закону: v = = V_T + 0, 15 Е_n(E_n в Мэв), где V_T соответствует делению тепловыми нейтронами.

Табл. 1.-В еличины v и TI для тепловых нейтронов (по данным на 1977)

Величина (Е - 1) обычно составляет лишь неск. %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Я. р. (Коо- 1) < К 1 (графитовые Я. р. с естеств. ураном, в к-рых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).

Максимально возможное значение в достигается в Я. р., к-рый содержит только делящиеся ядра. Энергетич.. Я. р. используют слабо обогащённый уран (концентрация ²³⁵U ~ 3-5%), и ядра ²³⁸U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естеств. смеси изотопов урана макс, значение vd = 1, 32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкц. материалах обычно не превосходит 5-20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкц. материалов - А1 и Zr.

Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами ²³⁸U в процессе замедления (1 -ф) существенно снижается в гетерогенных Я. р. Уменьшение (1 -ф) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура Я. р. позволяет осуществить цепной процесс на естеств. уране. Она уменьшает величину в, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

Для расчёта тепловых Я. р. необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамич. равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается Максвелла распределением. В действительности поглощение нейтронов в активной зоне Я. р. достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла - средняя энергия нейтронов больше ср. энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, хим. связи атомов и др.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Я. р. происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление) и с образованием трансурановых элементов, гл. обр. изотопов Ри. Влияние осколков деления на реактивность Я. р. наз. отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыван и е м (для стабильных). Отравление обусловлено гл. обр. ¹³⁵Хе, к-рый обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2, 6-10⁶ барн). Период его полураспада Ti/_f= 9, 2 ч, выход при делении составляет 6-7%. Осн. часть ¹³⁵ Хе образуется в результате распада ¹³⁵1 (! Пд = 6, 8 ч). При отравлении КэФ изменяется на 1-3%. Большое сечение поглощения ^{< Э5}Хе и наличие промежуточного изотопа ¹³⁵1 приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации ¹³⁵Хе и, следовательно, к уменьшению реактивности Я. р. после его остановки или снижения мощности (" йодная яма"). Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от нотока нейтронов Ф: при Ф = 5-Ю¹³ нейтрон' ел² • сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К_аф, вызванное отравлением ¹³⁵Хе. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит - и мощности Я. р. Эти колебания возникают при Ф> 10¹³ нейтронов/ел² • сек и больших размерах Я. р. Периоды колебаний ~ 10 ч.

Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение неск. первых суток работы Я. р. (гл. обр. ¹⁴⁹Sm, изменяющий К, ф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в Я. р. происходит по схемам:
[ris]

Здесь з означает захват нейтрона, число под стрелкой - период полураспада.

Накопление ²³⁹Ри (ядерного горючего) в начале работы Я. р. прэисходит линейно во времени, причём к-м быстрее (при фиксированном выгорании ²³⁵U), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация ^2Э9Ри стремится к постоянной величине, к-рая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов ²³⁸U и ²³⁹Ри. Характерное время установления равновесной концентрации ²³⁹Ри ~ 3/Ф лет (Ф в ед. 10¹³ нейтронов/ел² • сек). Изотопы ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Я. р. после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Я. р. на 1 т топлива. Для Я. р., работающих на естеств. уране, макс, выгорание ~ 10 Гвт-сут/т (тяжеловодные Я. р.). В Я. р. со слабо обогащённым ураном (2-3% ²³⁵U) достигается выгорание ~20-30 Гвт-сут/т. В Я. р. на быстрых нейтронах - до 100 Гвт • сут/т. Выгорание 1 Гвт • сут/т соответствует сгоранию 0, 1% ядерного топлива.

При выгорании ядерного топлива реактивность Я. р. уменьшается (в Я. р. на естеств. уране при малых выгораниях происходит нек-рый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ'ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ'ы всех возрастов - режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Я. р. со свежим топливом имеет избыточную реактивность, к-рую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначальном запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Я. р. определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ'ы с миним. концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг) в водоводяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и " выдержки" 3 лет (Ф = 3- 10¹³ нейтрон/ел" ² • сек). Начальный состав: ²³⁸U - 77350, ²³⁵U - 2630, ²³⁴U - 20.

Табл. 2. -Состав выгружаемого топлива, кг

Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия " весит" 3 кг). После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии сначала гл. обр. за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1- 2 мин, гл. обр. за счёт (3- и -/-излучений осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Я. р. работал достаточно долго, то через 2 мин после остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3%, через 1ч - 1%, через сутки - 0, 4%, через год - 0, 05%.

Коэфф. конверсии К_к наз. отношение количества делящихся изотопов Ри, образовавшихся в Я. р., к количеству выгоревшего ²³⁵U. Табл. 2 даёт К_к = 0, 25. Величина К_к увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Я. р. на естеств. уране, при выгорании 10 Гвт-сут/т К_к = 0, 55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае К_к наз. начальным плутониевым коэфф.) К_к = 0, 8. Если Я. р. сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания наз. коэфф. воспроизводства К_В. В Я. р. на тепловых нейтронах К_в < 1, а для Я. р. на быстрых нейтронах К, может достигать 1, 4-1, 5. Рост К, для Я. р. на быстрых нейтронах объясняется гл. обр. тем, что для быстрых нейтронов v растёт, а а падает (особенно для ^23ЭРи, см. Реактор-размножитель).

Управление Я. р. Для регулирования Я. р. важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0, 68% для " ³U, 0, 22% для ²³⁹Ри; в табл. 1 v - сумма числа мгновенных нейтронов Vo и запаздывающих v₃ нейтронов). Время запаздывания Г₃ап от 0, 2 до 55 сек. Если (Кэф - 1) < v₃/vo, то число делений в Я. р. растёт (К_эф > 1) или падает (К_аф < 1), с характерным временем ~Т₃. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на неск. порядков меньше, что сильно усложнило бы управление Я. р.

Для управления Я. р. служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в Я. р. отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматич. регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит - и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону Я. р. (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность к-рых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы Я. р. способствует отрицательный температурный коэфф. реактивности (с ростом темп-ры р уменьшается). Если этот коэфф. положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.

Я. р. оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии Я. р.: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и темп-ре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях Я. р. и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, к-рая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании матем. обработки этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы Я. р. (машинасоветчик), либо, наконец, осуществлять управление Я. р. в определённых пределах без участия оператора (управляющая машина).

Классификация Я. р. По назначению и мощности Я. р. делятся на неск. групп: 1) экспериментальный реактор (критич. сборка), предназначенный для изучения различных физич. величин, значение к-рых необходимо для проектирования и эксплуатации Я. р.; мощность таких Я. р. не превышает неск. кет; 2) исследовательские реакторы, в к-рых потоки нейтронов и у-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиац. химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (вт. ч. деталей Я. р.), для произ-ва изотопов. Мощность исследовательского Я. р. не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Я. р. относится импульсный реактор; 3) изотопные Я. р., в к-рых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в т. ч. Ри и ³Н для воен. целей (см. Ядерное оружие); 4) энергетич. Я. р., в к-рых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения мор. воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) совр. энергетич. Я. р. достигает 3-5 Гвт (см. Ядерная энергетика, Атомная электростанция).