連鎖反応 　　　　
  だれか福島原発でデブリが臨界を起こすかどうか、起こすとしたらどの
程度の量か、を計算シミュレーションしてください。
デブリ量はPSA解析にある１/３～２/３でやってください。
デブリが注水による水に浸かっているとして。要するにJCOのときの
臨界は高速増殖炉用２０％ウラニウムであったが今回はＢＷＲの２～３％燃料として。
モニタリングの中性子量はあてにならないので。
また高速中性子によるプルトニウム生産量も計算してください。
  原子炉の倍増率ｋ＝（ｎ＋１）世代の中性子の数 
　　　　　　　　　　　　　（ｎ）世代の中性子の数　
中性子実行寿命＝ℓとして
t=(n-1)ℓ
N(T)=N1kn-1=exp{(t/ℓ)logk}
N（ｔ）=N（0）exp{(k-1)t/ℓ}
k<1未臨界(ρ<0)
k=1臨界(ρ=0)
1＜ｋ超臨界(ρ>0)
反応度ρ＝ｋ/(k-1)中性子核反応
中性子断面積σ（E),
単位面積当たり原子数Ｎ
中性子が原子核と衝突する確率Σ（E）=Ｎσ（E)
中性子密度n（E）
中性子速度ｖ（E）
中性子の総飛行距離==v(E)n(E)dE
中性子束φ（E)=v(E)n(E)
反応率R=∫Σ（E）φ（E)dE
全衝突断面積＝散乱＋捕獲＋核分裂
σｔ＝ σs＋ σc＋ σf
吸収断面積　　　σa＝ σc＋ σf　　　
   中性子の発生と消滅の反応率の比
無限増倍率はνを１分裂あたり発生する平均中性子数　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　
ｋ∞＝ 　　　∫νΣｆ（E)φ（E)dE　　　　
　　　　　　　∫Σｆ（E)φ（E)dE
左図実線グラフ-中性子のエネルギーは0.01eVから10MeVまでである。
左図で分かるように核分裂中性子は1MeV以上平均２MeV
である。
中性子は散乱で最終的にはボルツマン分布となる。点線グラフ
熱中性子の分布は平均0.025eVで最低が0.01MeＶである。
エネルギーは吸収と散乱で行われる。

減速能は核種の弾性衝突による中性子を低下させる核種の能力

ξ＝log(E'/E")=1-(A-1)2/2Alog(A+1)/(A-1)≒2/(A+2/3) 　　　（A＞1）
   非弾性散乱による中性子エネルギーロス
非弾性散乱断面積は重い核種で重要となる。
235U,239Pu,233U,の様な核分裂前エネルギー領域でゼロにならない。
一方238U,240Pu,232Ｔｈは数100ｋeVから数MeV以上の場合のみである。
天然に存在する所謂、核分裂核種は235Uのみで天然ウランの0.7％を占めるに過ぎない。純粋な天然ウランのみで連鎖反応炉をつくることは出来ない。
235Uと238Uの断面積からわかるように中性子捕獲断面積の大きな共鳴領域（１eV～１ＫeV)で捕獲される。
連鎖反応を臨界状態にするには減速材をくわえるか、燃料濃度を引き上げてやらなければならない。
eV   
   濃縮度e=Ｎfi/(Nfe+Nfi)
feは親核種
fiは核分裂性核種
エネルギーEの中性子1個が吸収されて、発生する核分裂中性子数をηとすると
　　　η＝{νfiσfii(E)＋（１/e-1)νfeσfif(E)}
　　　　　　{iσfii(E)＋（１/e-1)σfif(E)｝
で表される。
左の図からわかるように、1eVから1keＶまでは中性子の捕獲断面積が大きいので、高速中性子か、熱中性子のみが中性子生産に関係する。
オクロの天然原子炉の事実でもわかるように、原子炉燃料の濃縮度でも、水という減速材があればη＜1の核分裂反応が生じる。
いまおこっている、福島原発事故炉や燃焼冷却プールでも発熱を伴う核分裂がη＜1で生じてい可能性を否定できない。

臨界と束髪臨界との違い