Плотность потока нейтронов

Решения этих уравнений с учетом симметрии и ограниченности плотности потока нейтронов представляются функциями [c.38]

При решении односкоростной задачи для плотности потока нейтронов в активной зоне реактора с отражателем справедливо уравнение (9.33), а в отражателе — аналогичное уравнение с равной нулю правой частью (отсутствует делящееся вещество). Решение должно быть симметричным (или конечным в центре активной зоны) и обращаться в нуль на экстраполированной внешней поверхности системы. Плотность потока и тока нейтронов должна быть непрерывна во всех точках на поверхности раздела активной зоны и отражателя. Решение этой системы уравнений для активной зоны и отражателя проводится так же, как для реактора без отражателя, хотя оно и оказывается более сложным. В результате решения определяют пространственное распределение плотности потока нейтронов и величину эффективных добавок. [c.39]

Необходимо отметить, что использование формул (9.37), (9.41), (9.46), (9.47) с экстраполированными размерами активной зоны, определенными с помощью эффективных добавок, для расчета распределения плотности потока нейтронов (и распределения интенсивности источников) приводит к некоторой погрешности вблизи границы раздела активная зона — отражатель. [c.39]

Во время движения теплоносителя внутри активной зоны происходит-образование активных J ядер. Скорость образования их пропорциональна произведению плотности потока нейтронов на макроскопическое сечение-активации. Поскольку нейтроны имеют различную энергию, а сечение активации зависит от энергии, это произведение превращается в сумму произведений или интеграл [c.88]

Сечение активации относится к фиксированному объему теплоносителя. Этот объем перемещается, проходя участки активной зоны с различной плотностью потока нейтронов. В итоге можно считать, что по отнощению к фиксированному объему теплоносителя происходит изменение плотности потока нейтронов. В связи с этим одним из аргументов функции Ф является время t. [c.88]

Сравнительно просто можно оценить плотность потока нейтронов с энергиями более нескольких мегаэлектронвольт в центральной части активной зоны реактора [c.89]

Наряду с заряженными частицами возникновению у-квантов внутри защиты способствуют также нейтроны. Это происходит при неупругом рассеянии нейтронов в результате (п, у)-реакций и, как правило, при (п, х)-реакциях с испусканием заряженных частиц X. Скорость протекания этих реакций в единице объема защиты определяется произведением ФиЕ, в котором Ф — плотность потока нейтронов, а 2 — макроскопическое се чение соответствующей реакции. Произведение Фц2 называется также плотностью столкновений. Для определения плотности столкновений необходимо найти пространственное распределение нейтронов в защите. При этом целесообразно использовать многогрупповой метод расчета, основы которого изложены в гл. IV. Если задана плотность тока нейтронов различных энергий на поверхности активной зоны и защита является однородной средой, то можно успешно использовать теорию возраста. [c.112]

Вначале рассмотрим исходное уравнение в общем виде, одинаково применимое как для мгновенных продуктов деления, так и для продуктов деления ядерного реактора. Заметим, что в реакторе, несмотря на выгорание первичного ядерного горючего, обычно поддерживается постоянная мощность, т. е, постоянное (во времени) число актов деления ядер. Чтобы достигнуть такого постоянства мощности (в условиях выгорания делящегося вещества), требуется соответствующее нарастание плотности потока нейтронов в активной зоне. В первом приближении зависимость между удельной мощностью реактора щ [<зг/г] и плотностью потока нейтронов Ф, обусловливающих деление, можно представить в виде [c.175]

В действительности соотнощение между мощностью реактора и плотностью потока нейтронов более сложное оно включает в себя энергетическую зависимость, конкретную структуру активной зоны, степень выгорания одного и накопления другого ядерного горючего и т. д. [c.175]

Принимая вылет трех нейтронов на одно спонтанное деление и пренебрегая самопоглощением, по формуле (6.86) легко определить плотность потока нейтронов на поверхности непоглощающей сферы плутония массой 1000 а [c.226]

По закону обратных квадратов, исходя из планировки помещения, определяют плотность потоков нейтронов на расстоянии R [м] от мишени [c.239]

Используя информацию по физическим характеристикам выбранной защиты, рассчитаем плотность потоков нейтронов и у-квантов на внутренней поверхности боковых стенок корпуса реактора. Для этого воспользуемся формулой для цилиндрического источника (6.68) [c.304]

Оценим в первую очередь плотность потока нейтронов. Рассмотрим группу нейтронов с энергиями более 1,5 Мэе. Для нее 2 =0,15 см и = 2=0,141 см и 2i = 4,7. Из таблиц работы [3] находим О (1, 1,7,- [c.304]

Для оценки плотности захватов нейтронов в стали можно воспользоваться плотностью потока нейтронов, определяемой формулой (I 12), Фн(С) =11,25.10 нейтрон (см -сек). Эта плотность потока рассчитана без- [c.307]

Плотность рождения нейтронов определяем по формуле (1.2). Учитывая, что х=0,37-10 , получаем 5у = 1,8-10 нейтрон (см -сек). С помощью формулы (1.5) находим 2,=0,065 сж . Затем определяем плотность потока нейтронов [c.317]

При экспоненциальном законе ослабления плотности потока нейтронов можно считать, что В в есть функция суммы пробегов b + l ro—Яэ). Плотность потока нейтронов Ф(г) свяжем с величиной общей утечки нейтронов из активной зоны реактора [c.323]

Учитывая, что плотность потока нейтронов с энергиями более 3 Мэе на внешней поверхности активной зоны Ф з=3,9-10 2 нейтрон (см сек), [c.329]

II др. Удается сконструировать отражатели, которые до 90% нейтронов возвращают в активную зону. Это приводит при прочих равных условиях к увеличению плотности потока нейтронов в активной з( не и к увеличению съема мощности с единицы массы делящегося материала. Наличие отражателя позволяет уменьшить критическую массу и достигнуть экономии делящегося вещества. [c.315]

Коэффициент диффузии для плотности потока нейтронов— размерность L, единица — метр (т м). [c.18]

Элемент для пороговых детекторов элемент н тип реакции Материал детектора Температура среды, К Область применения Толщина, 10 кг/м2 Плотность потока нейтронов, нейтр/(с-м2) Метод измерения активности [c.1135]

В экспериментах с импульсными источниками нейтронов постоянная спада асимптотической плотности потока нейтронов связана с диффузионными свойствами среды и геометрическим параметром В , см , соотношением [c.1139]

Рис. 43.12. Равновесная плотность потока нейтронов как функция энергии на различных глубинах в атмосфере на широте 44° [33]. Поток нейтронов у земной поверхности в области энергии 1—10 эВ претерпевает значительные флуктуации с изменением свойств почвы (например, при наличии или отсутствии влаги) и других трудно учитываемых локальных факторов

После обзора и оценки данных по влиянию излучения на конструкционные материалы становится ясно, что в результате облучения происходят многие резко выраженные изменения их свойств. Эти изменения свойств имеют отношение к конструкционным характеристикам металлов. Переменными, влияющими на степень изменения свойств конструкционных металлов и сплавов, являются кристаллическая структура, величина зерна, химический состав, температура плавления, а также технология изготовления и термическая обработка. Помимо этого, на свойства конструкционных материалов влияют условия облучения в реакторе плотность потока нейтронов, величина интегрального потока, температура облучения, напряженное состояние и окружающая образец среда. [c.274]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9]

Пример распределения плотности потоков в активной зоне и отражателе приведен на рис. 9.11. Спад плотности потока тепловых нейтронов в активной зоне и соответствующий пик в отражателе вызваны замедлением быстрых нейтронов в отражателе. Как видно из рисунка, в рассматриваемом примере на границе активной зоны и отражателя наблюдается положительный результирующий ток тепловых нейтронов из отражателя в активную зону [см. формулу (9.20)]. Пространственно-энepгвfllчe кoe распределение плотности потока нейтронов в активной зоне можно более точно определить из многогрупповой системы диффузионных уравнений, обычно используемых для описания критичности реактора. Решение такой системы удается достаточио просто реализовать с помощью ЭВМ [27], что в [c.41]

Рис. 9.16. Угловое распределение плотности потока быстрых нейтронов ( >1,4 Л1зв), вылетающих из активной зоны водо-во.тя. юго реактора и на границах раздела слоев железа и воды. ------- пространственное распределение плотности потока нейтронов.

В качестве примера применения такого подхода для быстрых нейтронов на рис. 9.16 показаны угловое распределение плотности потока нейтронов с >1,4 Мэе на границе одномерной плоской активной зоны водо-водяного реактора, рассчитанное методом дискретных ординат по программе РОЗ [34], и результирующее от этого распределения поле нейтронов в гетероген- [c.54]

При расчете поля замедляющихся и тепловых нейтронов наиболее щироко используется сочетание метода сечений выведения для быстрых нейтронов с диффузионным методом для замедляющихся и тепловых нейтронов. Подробно различные модификации такого комплексного подхода и соответствующие программы для ЭВМ описаны в 5.4. В случае однородной защиты удается получить довольно простые аналитические выражения для плотности потока нейтронов. Например, при простейшем двухгрупповом рассмотрении, а именно для одной группы быстрых нейтронов и одной группы медленных нейтронов для однородной протяженной защиты, примыкающей к активной зоне больших размеров, плотность потока медленных нейтронов на достаточном удалении от активной зоны [см. формулу (5.151)] описывается следующим выражением (при 1) [c.55]

В источниках больших размеров необходимо учитывать само-поглощение частиц и изменение их энергии в результате упругих и неупругих рассеяний. В связи с этим определение мощности излучения больших источников становится относительно сложным. Наиболее трудоемки расчеты утечек нейтронов и у-квантов из ядерного реактора. К моменту начала расчета тепловыделения в защите должен быть выполнен физический расчет реактора, Результаты его содержат координатные распределения плотностей потоков нейтронов в активной зоне и отражателе реактора. По ним можно найти плотность утечки нейтронов из активной зоны реактора и определить распределение источников у-кваитов в активной зоне. Плотность утечки нейтронов определяется как произведение коэффициента диффузии на производную от плотности потока на границе активной зоны. Распределение источников у-квантов в активной зоне реактора дает [c.108]

Радиационные характеристики смеси продуктов деления являются исходными параметрами для расчета защиты, тепло-съема и собственно ведения технологического процесса. Они зависят в основном от трех факторов удельной тепловой мощности реактора хю вт/г (или плотности потока нейтронов Ф нейтрон1 см -сек) , продолжительности кампании Г и выдержки Для процессов переработки облученного топлива основными радиационными характеристиками смеси продуктов деления, которые в первую очередь необходимо знать при проектировании защиты, являются удельные активности [c.183]

По величййе этой плотности потока и данным табл. 1.7 находим плотность потока нейтронов с энергиями более 0,5 Мэв [c.305]

Плотность потока нейтронов с энергией более О,,5 Мэе перед корпусом реактора 4,7-10 нейтрон (см сек). Средняя энергия нейтронов в этом потоке не превышает 1,5 Мэе. Соответственно этому плотность энергетического-потока не превосходит 7 10 МэвЦсм сек). Длина замедления нейтронов в стали примерно 15 см. Отсюда легко оценить плотность энерговыделення 7-1б >/15 = 4,7-10 МэвЦсм -сек). [c.307]

Средняя величина плотности потока меньше максимальной примерно на 60—707о. Решая задачу с запасом , будем ориентироваться на максимальную плотность потока нейтронов, определяемую формулой для центра активной зоны. [c.317]

Коротковолновые у намты возникают в стальной крышке реактора, но интенсивность их весьма мала, так как плотность потока нейтронов перед крышкой не превышает 10 нейтрон (см сек). [c.326]

Захват нейтронов происходит преимущественно в седьмой энергетической группе. Из данных табл. 1.7 находим, что плотность потока нейтронов седьмой группы в 3,3 раза больше, чем первой. Плотность потока первой группы составляет 1,3"10 нейтрон/(см сек). Учитывая возможное занижение этой цифры в 1,5 раза, оцениваем плотность потока седьмой группы Ф = 6,5-Ю нейтрон/[см сек). Общая утечка нейтронов из активной зоны у = 4я/ з Ф7 = 5,9 нейтрпн/сек. [c.326]

Плотность потоков нейтронов и у-квантов за защитой в точке А Фн(Л) = = 10 нейтрон1(см сек) и Фу (Л) =2 10 квант (см сек), Обе величины малы. [c.329]

Методы переноса изображения Нейтронная радиография Ядерные реакторы, генераторы нейтронов радиоактивные источники Активируемые зкр аны-преоб-разователи и радиографиче-.ские пленки Радиоактивные изделия. Изделия из легких материалов, расположённые за оболочками из тяжелых металлов. Композиционные материалы Нечувствительность метода к сопутствующему излучению, источником которого является изделие или окружающие предметы. Возможность обнаруживать различные изотопы одного и того же элемента. Прозрачность для нейтронов тяжелых металлов и непрозрачность легких материалов Громоздкость радиографического оборудования при использовании выведенного из ядерного реактора потока нейтронов. Малая плотность потока нейтронов у генераторов, что ограничивает создание передвижных устройств [c.308]

В ядерных реакторах возникающие при делении нейтроны быстро замедляются до тепловых энергий. Для большинства действующих. ядерных реакторов плотность потока нейтронов в активной зоне обычно равна 10 — IQii с"1-см" . В подкритических сборках (например, ПС-1) при использовании радиоактивного источника с потоком нейтроиов 10 с"1 достигаются потоки медленных нейтронов 10= с 1-см-2 [c.337]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...