Плотность потока нейтронов 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]

В практике расчета прохождения быстрых нейтронов в защите реакторов наиболее широко используется метод интегрирования функции влияния точечного источника по объему активной зоны (иногда называемый методом лучевого анализа). В этом методе распространение быстрых нейтронов (у-квантов) описывается вдоль луча, соединяющего точку объемного источника (активной зоны) с расчетной точкой, с учетом всех материалов, находящихся на этом пути, и с последующим суммированием вкладов от элементарных источников, суперпозицией которых можно представить активную зону, В результате плотность потока быстрых нейтронов равна [c.49]

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]

Средней величиной плотности потока быстрых нейтронов с энергиями более нескольких мегаэлектронвольт удобно пользоваться при расчете активации в результате пороговых реакции типа (п, р). При этом сечение активации усредняется [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]

Рис. 12.13. Распределение плотности потока быстрых нейтронов дискового изотропного источника нейтронов деления вдоль оси второй секции двухсекционных цилиндрических каналов диаметром 5.5 см в воде с углами изгиба между секциями З О и 90°

Эффект от введения изгиба в канале проявляется сильнее для более высокоэнергетических нейтронов. Так, если плотность потока быстрых нейтронов от источника деления при 22=4 а [c.164]

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]

Средняя плотность потока тепловых нейтронов в активной зоне 2-10 нейтрон/ см -сек). Коэффициент размножения нейтронов =1,2. [c.297]

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]

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]

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]

На рис. 2 приведены также расчетные функции ослабления плотности потоков тепловых нейтронов для экспериментального и полномасштабного макетов. Здесь толщина и структура ЖВЗ условно заменены стальным экраном из экспериментального макета. Из рисунка следует, что замена стального экрана ЖВЗ изменяет характер ослабления плотности потока тепловых нейтронов. Однако при этом кратность ослабления расчетных плотностей потока тепловых нейтронов при переходе от серпентинитового бетона к строительному в экспериментальном и полномасштабном макетах близка. Таким образом, [c.113]

Более точной является двухгрупповая диффузионная модель реактора. Она позволяет приближенно учесть различие пространственного распределения нейтронов разных энергий. В этой модели плотность потока быстрых и надтепловых нейтронов Фо (г) описывается с помощью одного диффузионного уравнения, а поток тепловых нейтронов Фо(г) —с помощью другого уравнения. Рещения этих уравнений в каждой области (активная зона, отражатель, зона воспроизводства и др.) сщиваются > с соответствующими рещениями в прилегающих областях при подходящих граничных условиях для каждой группы с учетом требований, налагаемых на решения в центре и на внешней границе реактора. Интенсивность источников тепловых нейтронов в каждой области пропорциональна плотности потока быстрых нейтронов, а в областях, содержащих делящийся материал, интенсивность источников группы быстрых нейтронов пропорциональна плотности потока тепловых нейтронов. [c.40]

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]

Вблизи внещних границ активной зоны плотность потока быстрых нейтронов примерно в 2 раза меньще, чем в центре зоны. Таким образом, Фб 3/4Фб, где Фб определяется формулой (10.3). [c.89]

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]

Рис. 112.7. Распределение интенсивности у-излучения I или плотности потока "быстрых нейтронов Ф вдоль оси полого прямого цилиндрического канала от дисковых изотропных источников у-иэлучения с энергией =0,412 Мэе (а) и нейтронов (Ро—а—Ве)-источника (б) для указанных геометрии задач (верхние рисунки размеры — в сантиметрах). Данные отнесены к мощности источника у-квантов /о=1 Мэв/(см -сек) или нейтронов Л о=1 нейтрон (см сек) в полупространство в направлении канала. Экспериментальные данные (записаны для ннтенсивностн) —///о — ( .

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]

Определяют кратность ослабления для нейтронов (допустимая плотность потока для нейтронов Фдоп) [c.239]

Мощность дозы суммарного излучения за защитой над реактором и в боковых направлениях от него не должна превышать 2,8. ибэр1ч. Вниз от реактора следует обеспечить снижение плотности потока быстрых нейтронов [c.298]

Для 1,5 Мэе х = 0,53 и для 3 Мэе х = 0,212. Используя эти значения, из формулы (1.2) находим 51, 15 =2,6-10 3 нейтрон/(см -сек), ,., 3 = = 1,1 10 3 нейтрон/(см -сек). Затем определим плотность потоков быстрых нейтронов на внешней поверхности активной зоны по формуле для полубе-сконечного пространства [c.300]

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]

Рис. 2.8 позволяет определить, что для быстрых нейтронов с энергией более 1,5 и 3 Мэе мощность дозы 0,7 мбэр ч создается плотностью потока 5 нейтрон/(см сек). [c.308]

В сумме получается защита, которая включает слой воды толщиной 55 сл и слой стали толщиной 74,6 см. Это эквивалентно 17,5 пробега быстрых нейтронов и 19,8 пробега у-,квантов 0 = 6 Мэе. Отсюда следует, что по у-квантам защита оказалась практически соответствующей полной заитнте, хотя для данного направления этого не требуется. По нейтронам следует проверить ослабление пейтроноа с энергиями более 1,5 Мэе, так как по заданию требуется иметь плотность потока этих нейтронов не более 10 нейтрон (см --сек,). [c.316]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...