Не так давно читал книгу одного известного физика индийского происхождения М.В. Раманы. Он писал, что плутоний в качестве топлива опасен из-за малого выделения запаздывающих нейтронов. Отсюда вопрос: почему чем меньше запаздывающих нейтронов, тем хуже? Предполагаю, что коэффициент реактивности становится более динамичным, переменчивым и оттого менее предсказуемым. По этой причине такую ядерную реакцию сложнее контролировать. Я прав?

Хуже ? - Не корректно !
Если сразу проектируете систему регулирования реактора с топливом "плутоний", то принципиальной разницы управлять урановым или плутониевым реактором НЕТ !
Разница в динамике дейтериевого реактора на уране и водяного реактора на уране будут отличаться даже больше чем U и Pu на одном типе замедлителя !.
А если урановый реактор переводите на плутониевое топливо, то нужно "думать" - и желательно переделывать ОР СУЗ !
Коэффициент(ы) реактивности это статическая характеристика (производная в точке !) - поэтому "динамичным, переменчивым и оттого менее предсказуемым" он(и) (КР) в нормальном проекте не бывают!

Соглашусь с barvi7 - слово "хуже" некорректно.

Доля запаздывающих нейтронов (бета-эффективная, доллар) - это такая положительная реактивность, которую можно ввести в реактор, сохранив его в управляемом состоянии.
Это немного утрировано и не совсем точно, но в качестве первого приближения можно так сказать.

Соотв., чем меньше бета, тем меньшими должны быть возможные в реакторе добавки положительной реактивности.
Соотв., конструктор установки с плутониевым топливом обязан это учесть. И далее вновь соглашаюсь с barvi7 - если конструктор поступит именно так, то принципиальной разницы в управлении плутониевого и уранового реакторов не будет.

Другое дело, что в случае плутониевого реактора задача конструктора становится сложнее, т.к. в абсолютных величинах предел роста реактивности в его аппарате будет меньше, чем для уранового реактора.

Ну, это на тепловых нейтронах у плутония доля запаздывающих нейтронов втрое меньше.
Правильно ли я помню, что на нейтронах деления разница намного меньше?

Bariv7, может быть, красивый график нарисует. А я просто ссылку дам.

Другое дело, что чистый плутоний в виде топлива - это экзотика. А уж чистый 239Pu - тем более.

Мы имеем в качестве плутониевого топлива смесь урана и плутония, и бета-эфф нас интересует смеси, а не изотопов по отдельности.
И в этом случае с ростом энергии нейтрона начинает играть роль деление на 238U, что благотворно скажется на общей бете.

Раз Barvi7 на мой призыв не среагировал (пока?), то попробую добавить наукообразия сам.

Возьмём публикацию посерьёзнее. Например, публикацию NEA/OECD.
https://www.oecd-nea.org/science/wpec/volume6/volume6.pdf

И скопируем оттуда, например, такую таблицу (с.77):

Как легко убедиться, данные для уранов и плутония-239 практически не меняются в реакторном диапазоне энергий.
Серьёзные изменения начинаются при переходе в область термояда.

Но это ещё не ответ, потому что в таблице приводятся выходы запаздывающих нейтронов на акт деления.
А нам-то нужно сравнить доли, то есть поделить табличные значения на полные числа нейтронов на акт деления.

В OECD-шном обширном документе такие данные, разумеется, не приводятся.
Поэтому, как и обычно, за неимением гербовой обратимся к простой.

Я взял имеющиеся у меня данные из старой библиотеки БНАБ-78 и выбрал оттуда данные по числу нейтронов на акт деления (третья строчка в таблице ниже).
Для сопоставления с группой 1 из таблицы взял данные при тепловой точке.
Для сопоставления с группой 3 из таблицы взял данные из группы 3 БНАБ-78 (2,5-4 МэВ).

Четвёртая строчка в таблице ниже - это, соответственно, данные по выходам из таблицы выше.
Пятая строчка = (четвёртая строчка)/(третья строчка), т.е. наши искомые беты.

Теперь, как легко убедиться, даже при переходе в область очень высоких для реактора энергий нейтронов ситуация принципиально не меняется.
Бета для плутония-239 по-прежнему остаётся примерно в три раза меньше беты для урана-235.

Ну вот - "ВСЕ" встало на свои места !
Можно только добавить немного из "популярной" физики реакторов: "основные" изотопы (осколки деления), которые являются ядрами-предшественниками запаздывающих нейтронов это:
Br(87-94), Kr94, I(137-140), Cs(142-142) , . . .
если посмотреть на двугорбую кривую распределения осколков деления (всех трансуранов) по массам, то увидим, что названные выше ядра-предшественники запаздывающих нейтронов "лежат" в районе "максимумов" , а не в середине распределения с А~110-125.
Поэтому при переходе с теплового спектра деления в область быстрого реакторного спектра "происходят" незначительные изменения в форме распределения осколков по двугорбой кривой.
А именно незначительный подъем центральной части с А~110-125, в которой "нет" основных ядер-предшественников, следовательно и изменения в доле запаздывающих нейтронов при переходе с теплового на быстрый спектр незначительные.
Форма кривой двугорбого распределения при переходе с U на Pu (или с 235 на 233 U) меняется гораздо сильнее (в основном область легких осколков), поэтому и различие в долях запаздывающих нейтронов существеннее - до 3-х раз.

Только сейчас задумался. А что происходит, когда мы переходим к термоядерным энергиям?

Оличие в выходе осколков в "максимумах" и "минимуме" (А~110-125) двугорбого распределения при делении тепловыми БОЛЕЕ чем в 160 раз,
а при делении термоядерными (14 МэВ) ВСЕГО 6 раз.
При делении 50 МэВ нейтронами деление УЖЕ симметричное - не двугорбое !

Если научите вставлять Рис. то "пришлю" и Рис.

Либо на какой-нибудь файлообменник закачайте и дайте здесь ссылку.
Либо шлите нам на atominfo1@yandex.ru (или на auvarov@obninsk.ru), и я сам вставлю в ветку.

Спасибо!
Рисунок ниже. Кликабельно.