Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...

Статьи Чертежи Таблицы О сайте Реклама

Нейтрон

Между тем металлы, которыми располагает современное машиностроение, позволяют перегревать пар до 550— 600 С. Это дает возможность уменьшить потери эксергии при передаче теплоты от продуктов сгорания к рабочему телу и тем самым существенно увеличить эффективность цикла. Кроме того, перегрев пара уменьшает потери на трение при его течении в проточной части турбины. Все без исключения тепловые электрические станции на органическом топливе работают сейчас на перегретом паре, а иногда пар на станции перегревают дважды и даже трижды. Перегрев пара все шире применяется и на атомных электростанциях, особенно в реакторах на быстрых нейтронах.  [c.63]


Ядра атомов урана обладают способностью самопроизвольно делиться. Осколки деления разлетаются с огромной скоростью (2- Ю" км/с). За счет преобразования кинетической энергии этих частиц в тепловую в твэлах выделяется большое количество теплоты. Преодолеть металлический кожух твэла способны только нейтроны. Попадая в соседние твэлы, они вызывают деление ядер в них и создают цепную ядерную реакцию.  [c.190]

К настоящему времени появились и другие типы реакторов. Использование, например. реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволяет воспроизводить ядерное горючее на 25—40 % больше затраченного топлива. При этом из находящегося  [c.190]

Использование в активной зоне конструкционных материалов с малым сечением поглощения нейтронов, в частности графита в качестве замедлителя и отражателя, карбидов или окислов урана и тория в качестве ядерного горючего. Это увеличивает глубину выгорания горючего и коэффициент воспроизводства и уменьшает стоимость собственно реактора.  [c.3]

Использование в качестве охладителя инертного газа гелия. Уже при давлении 4—5 МПа гелиевый теплоноситель обеспечивает хорошие условия теплоотвода и позволяет достичь объемной плотности теплового потока на уровне 6—8 кВт/л при сравнительно умеренной потере энергии на прокачку теплоносителя. Гелий как теплоноситель имеет по сравнению с другими газами ряд преимуществ высокую теплоемкость и теплопроводность, термическую и радиационную стойкость, химическую стабильность и инертность к конструкционным материалам, минимальное сечение поглощения нейтронов.  [c.3]

В реакторах ВГР и БГР применяется керамическое топливо— окислы, карбиды и нитриды урана и твердого сплава уран-плутоний. Двуокись урана имеет высокую температуру плавления, химически совместима со многими материалами, в том числе с нержавеющей сталью, не подвержена большим изменениям объема под действием нейтронного излучения и при большой глубине выгорания. Двуокись урана имеет теоретическую плотность около И г/см , однако при процессе спекания-не удается получить образцы с плотностью выше 95% теоретической. Существенные недостатки двуокиси урана — низкая теплопроводность, к тому же уменьшающаяся с ростом температуры, и склонность двуокиси урана к окислению и образованию окислов с большим содержанием кислорода.  [c.9]

Расчетный интегральный поток быстрых нейтронов на твэле за кампанию, нейтр./см  [c.28]


Исследования не выявили преимуществ использования углекислоты в качестве охладителя реактора. Специалисты также не сумели показать каких-либо существенных преимуществ реакторов БГР, по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах и БН, по стоимости вырабатываемой электроэнергии. В 1975 г. представлен проект гелиевого реактора GBR-4 электрической мощностью 1200 МВт для демонстрационной АЭС [24]. Основной корпус из предварительно напряженного железобетона размещен в специальном железобетонном внешнем корпусе, давление гелия в первом контуре равно 9 МПа, температура его на выходе из реактора 560° С.  [c.35]

Разница в значениях КВ у реакторов GBR-4 и БН получается в основном за счет уменьшения вредного поглощения нейтронов в теплоносителе. При переходе к карбидному топливу и увеличении давления гелия до 12,0 МПа время удвоения топлива в реакторе GBR-4 уменьшается с 12,2 до 9,0 лет. Европейская Ассоциация по газоохлаждаемым реакторам не ставит перед собой задачу создания реактора-размножителя с малым временем удвоения.  [c.36]

Масса покоя нейтрона  [c.23]

Механическая интерпретация этих концепций становится возможной и эмпиризм в значительной степени можно исключить, если основные концепции будут тесно связаны с теорией строения вещества. Таким путем проверяется правильность современных теорий строения вещества. В настоящее время считают, что вещество состоит из молекул, в свою очередь состоящих из атомов, построенных из таких элементарных частиц, как электроны, протоны и нейтроны. Элементарные частицы обусловливают свойства атомов, атомные свойства определяют свойства молекул, а молекулярные свойства определяют наблюдаемые свойства системы. Поэтому, зная свойства молекул, можно вычислить все наблюдаемые термодинамические свойства системы, состоящей из большого числа молекул.  [c.69]

В первом типе реакторов дисперсный поток несет частицы диспергированного ядерного топлива, совмещая при проходе через активную зону свойства системы теплоотвода и системы горючего. Последнее свойство в связи с потерей критичности исчезает при движении через парогенератор. Здесь дисперсный поток выступает в основном лишь как теплоноситель, если не иметь в виду появление запаздывающих нейтронов и значительную его радиоактивность. Отрицательным также является абразивное действие твердых частиц. В качестве последних можно использовать частицы металлического легированного урана, UO2, U , материалов для воспроизводства ядерного топлива (естественный уран, торий). В качестве несущей среды возможно применение как жидкости, так и газов.  [c.390]

Вода, являясь теплоносителем, одновременно выполняет также роль замедлителя нейтронов. Для поддержания цепной реакции нужны замедленные (тепловые) нейтроны, скорость которых не превышает 2 км/с. Именно двоякая роль воды в реакторе подобного типа определила его название — водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). Такой реактор называют также реактором на тепловых (медленных) нейтронах.  [c.190]

Книга посвящена вопросам гидродинамики и теплообмена, возникающим ири проектировании и эксплуатации высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах с шаровыми макро- и микротвэлами. Предложена физическая модель течения газового теплоносителя через различные укладки шаровых твэлов и микротвэлов в бесканальной и канальной активных зонах. Анализируется структура шаровых ячеек и связь параметров с объемной пористостью.  [c.2]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1].  [c.3]

Благодаря более высокому к. п. д. и более экономичному процессу деления за счет меньшего поглощения нейтронов в реакторах ВГР с паротурбинными установками достигается уменьшение удельного расхода ядерного горючего по сравнению с удельным расходом в водо-водяных реакторах типа ВВЭР в 1,5 раза, а начальное удельное вложение ядерного горючего на единицу мощности — в 5 раз и более. Однако, по-видимому, основное преимущество реакторов ВГР будет реализовано при применении одноконтурных энергоустановок с гелиевыми турбинами, а также в комбинированных энерготехнологических  [c.4]


Таким образом, высокотемпературные реакторы с шаровыми твэлами, выполненные по принципу одноразового прохождения активной зоны, наиболее полно удовлетворяют требованию достил<ения высокой температуры гелия на выходе из реактора. Возможности измельчения твэлов и перехода к непосредственному охлаждению гелием микротопливных частиц привели к идее создания газоохлаждаемого реактора-размножителя на быстрых нейтронах (БГР) с полыми коническими кассетами с засыпкой в них микротопливных частиц и продольно-поперечным охлаждением [10].  [c.7]

Как известно, развиваемое в настоящее время направление по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и окисным уран-плутониевым топливом в стержневых твэлах с покрытием из нержавеющей стали не может обеспечить необходимое время удвоения делящегося материала —6 лет. Причина этого — поглощение нейтронов натриевым теплоносителем и стальным покрытием, смягчение спектра нейтронов кислородом в окисном топливе. При применении гелиевого теплоносителя отпадает необходимость использования стали в качестве защитных покрытий и появляется возможность применения керамического монокарбидного ядер-  [c.7]

МИКРОТВЭЛЫ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ И БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ  [c.11]

Необходимые толщину и пористость покрытий микротвэла можно рассчитать на основе предложенной Скоттом и Прадо-сом математической модели [15]. При известных прочностных характеристиках плотного запирающего силового слоя можно определить зависимость допустимой глубины выгорания ядер-ного топлива от толщины покрытия, пористости сердечника и буферного слоя с учетом анизотропного расширения и усадки покрытия, происходящих под действием потока быстрых нейтронов и термического отжига.  [c.15]

Радиационные исследования микротвэлов показали, что вег роятность разрушения защитного покрытия увеличивается с повышением температуры, увеличением интегрального потока быстрых нейтронов и глубины выгорания ядерного топлива. Разрушение плотного пироуглеродного двухслойного покрытия происходит в результате образования трещин, либо из-за увеличения давления газообразных продуктов деления и распухания сердечника, причем в этом случае трещина начинает образовываться на внутренней поверхности защитного слоя, либо из-за упадки наружного слоя плотного пироуглерода в результате воздействия значительного интегрального потока быстрых нейтронов, и тогда трещина образуется на наружной поверхности микротвэла. Анализ более 100 радиационных исследований микротвэлов в США и ФРГ подтвердил справедливость предложенной расчетной модели [16].  [c.16]

Для уранового цикла приемлемым обогащением следует считать 2—3%, для уран-плутониевого цикла содержание 24орц должно быть 15—20%i. Как раз такое содержание Ри у плутония, получаемого в экранах реактора-размножителя на быстрых нейтронах [2].  [c.20]

Конструкция реактора ВГР с шаровыми твэлами по принципу одноразового прохождения активной зоны без профилирования тепловыделения обогаш,ением топлива должна обеспечить одинаковую глубину выгорания во всех выгружаемых твэлах. Это возможно только в том случае, когда относительная скорость прохождения твэлом активной зоны будет обратно пропорциональна относительному радиальному распределению-тепловых нейтронов или (приближенно) тепловыделению. При-этом интегральный поток в каждом твэле и выгорание топлива будут также одинаковы. В случае идеального профилирования радиального распределения тепловыделения (/Сг=1,0) скорость продвижения или время нахождения твэлов должны быть одинаковыми. Однако первые реакторы с шаровыми твэлами и бес-канальной зоной (эксплуатируемый реактор AVR и строящийся THTR-300) не обладают конструкцией, удовлетворяющей принципу одноразового прохождения. Различное время пребывания твэлов в активной зоне с одним центральным каналом выгрузки и отсутствие профилирования тепловыделения по радиусу разным обогащением топлива в свежих твэлах приводят к тому, что глубина выгорания топлива в твэлах сильно различается [19].  [c.24]

Твэлы, находящиеся длительное время в активной зоне, облучаются слишком большим интегральным потоком нейтронов, и микротопливо имеет весьма высокие значения относительного выгорания тяжелых ядер (fima), что может привести к разрушению микротвэлов и повышению активности теплоносителя. Твэлы, быстро проходящие активную зону, наоборот, мала выгорают, и их нужно вернуть в активную зону на повторное использование. Таки.м образом, требуется систе.ма возврата невыгоревших твэлов в активную зону реактора со специальной установкой для измерения выгорания топлива в выгружаемых твэлах и сложным перегрузочным устройством.  [c.24]

Перегрузочное устройство реакторов AVR и THTR-300 помимо выгрузки шаровых твэлов из активной зоны должно провести отбраковку и сортировку твзлов по геометрическому признаку, проверку механической прочности и вторичную отбраковку по этому признаку, контроль выгорания и разделение твэлов по глубине выгорания, обнаружение и вывод поглощающих элементов с бором, возврат невыгоревших и догрузку свежих твэлов, удаление выгоревших и дефектных твэлов. Устройство для измерения выгорания в реакторе AVR построено по принципу облучения каждого поступающего твэла потоком тепловых нейтронов и определения ослабления интенсивности его из-за поглощения в делящихся ядрах топлива.  [c.24]

Идея использования в реакторах ВГР шаровых твэлов была высказана более тридцати лет назад. Были предложены конструкции бесканальных активных зон со свободной засыпкой в них шаровых твэлов или смеси шаровых твэлов и шаровых элементов из замедляющих нейтроны материалов графита и окиси бериллия. Однако в силу ряда причин к началу шестидесятых годов сложилась определенная концепция бесканаль-ного реактора с шаровыми твэлами, которые содержат в себе необходимое количество замедлителя (например, реактор AVR).  [c.26]


Для изготовления топливного сердечника и оболочки используется графитовый порошок, приготовленный из смеси природного графита, электрографита и связующих, объемные доли которых берутся одинаковыми. После изготовления шарового твэла ни материал оболочки, ни материал матрицы топливного сердечника не являются собственно графитом, а представляют собой углеродистый материал, который под воздействием нейтронного излучения и температуры может иметь существенные объемные изменения. В случае разнородного материала происходила бы неравномерная деформация оболочки и сердечника, что привело бы к разрушению твэла. Недостатком технологии изготовления прессованных твэлов является также большое усилие, имеющее место при прессовании твэла. Большое усилие может вызвать разрушение части микротвэлов в сердечнике.  [c.27]

Теплопроводность изотропного графита при облучении при T Mnepaitype выше 600° С на 30—40% ниже, чем теплопроводность без облучения, коэффициент линейного расширения в результате облучения интегральным потоком нейтронов 4-1021 нейтр./см2 при температуре выше 1000°С сначала увеличивается примерно на 20%, а потом уменьшается на 30—75% начального значения. Физико-механические характеристики прессованных сортов графита под влиянием облучения меняются больше, чем изотропных сортов. Изменения происходят в направлениях вдоль и поперек оси прессования или выдавливания, причем эти изменения по осям довольно различи , что практически исключает возможность использования анизотропных сортов графита в виде крупноразмерных блоков в качестве конструкционного материала активной зоны реактора В ГР с призматическими твэлами [6]. Этот факт является весьма важным доказательством преимущества варианта реактора ВГР с шаровыми твэлами, поскольку твэлы при достижении интегрального потока (5—7)-10 нейтр./см и глубине выгорания топлива 10—15 /о выводятся из активной зоны, графитовые же блоки отражателя находятся в зоне существенно меньших температур и потоков нейтронов.  [c.29]

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ШАРОВЫМИ МИКРОТВЭЛАМИ  [c.31]

Успешная эксплуатация опытных высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем и строительство прототипов крупных энергоустановок с реакторами ВГР явились толчком к разработкам одновременно во многих промышленно развитых странах газоохлаждаемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БГР). Другой причиной появления конкурирующего с жидкометаллическими натриевыми реакторами БН направления развития реакторов БГР явились определенные трудности в освоении промышленных реакторов БН. В материалах Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в докладе Карлоса, Фритиса и Лиса и в работе М. Донне были сделаны попытки сопоставления характеристик реакторов БГР и БН.  [c.31]

Химическая инертность гелия и возможность высокой степени его очистки от примесей в контуре опытных реакторов ВГР позволяют использовать в качестве оболочек твэлов не только нержавеющие стали, но и ванадий, пироуглерод, карбид кремния и другие керамические материалы [21]. По-видимому, одно из основных преимуществ применения гелия — это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем — все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. Основной недостаток гелиевого теплоносителя по сравнению с натриевым — трудности отвода тепла остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях при потере герметичности основным  [c.31]

Шаровые твэлы высокотемпературного реактора-размножителя БГР, по сравнению с твэлами реактора ВГР, облучаются в активной зоне на порядок большим интегральным потоком быстрых нейтронов (10 нейтр./см ), имеют на два порядка большую среднюю объемную плотность теплового потока (700 кВт/л) и примерно втрое большую энергонапряженность ядерного топлива (400 кВт/кг) при практически одинаковой глубине выгорания ядерного топлива. Помимо этого, защитные оболочки микротвэлов и конструкционные материалы кассет не могут содержать большого количества легких ядер, смягчающих спектр нейтронов в активной зоне реактора БГР, и, следовательно, толщина защитных оболочек должна быть минималь ной, что затрудняет решение вопросов конструкции.  [c.37]

Выше отмечались усадка и растрескивание плотного пиро-углеродного покрытия микротвэлов при воздействии интегрального потока быстрых нейтронов >10 нейтр./см что исключает его из рассмотрения в качестве силовой оболочки микро-твэла.  [c.37]

В ИАЭ им. И. В. Курчатова и МО ЦКТИ им. И. И. Ползу-нова были выполнены оптимизационные расчеты по выбору геометрических размеров и относительной толщины покрытия из карбида кремния микротвэлов реактора БГР-1200. При увеличении толщины покрытая увеличивается глубина выгорания ядерного горючего, но происходит смягчение спектра нейтронов и уменьшение коэффициента воспроизводства. Оптимальная относительная толщина покрытия из карбида кремния, обеспечивающая достижение минимального времени удвоения лет), для сердечников из карбида уран—плутония получилась равной 0,05—0,07 диаметра сердечника [25].  [c.38]

Приведенный материал достаточно убедительно подтверждает перспективность развития нового направления в атомной энергетике — высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах ВГР и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах БГР с шаровыми твэлами и микротвэлами.  [c.106]


Смотреть страницы где упоминается термин Нейтрон : [c.8]    [c.9]    [c.11]    [c.12]    [c.12]    [c.18]    [c.24]    [c.28]    [c.29]    [c.391]    [c.391]    [c.391]    [c.392]    [c.109]   
Физика. Справочные материалы (1991) -- [ c.317 ]

Основы ядерной физики (1969) -- [ c.280 , c.281 ]

Физические величины (1990) -- [ c.226 ]

Механические и технологические свойства металлов - справочник (1987) -- [ c.193 ]

Теплоэнергетика и теплотехника Общие вопросы Книга1 (2000) -- [ c.256 , c.259 ]

Физическое металловедение Вып I (1967) -- [ c.11 ]

Введение в экспериментальную физику частиц Изд2 (2001) -- [ c.17 ]

Справочник по электротехническим материалам (1959) -- [ c.429 , c.430 ]

Технический справочник железнодорожника Том 1 (1951) -- [ c.322 ]

Краткий справочник по физике (2002) -- [ c.243 , c.249 ]

Статистическая механика (0) -- [ c.43 ]

Справочное руководство по физике (0) -- [ c.466 , c.466 , c.517 ]

Справочник по элементарной физике (1960) -- [ c.184 ]



ПОИСК



Активная зона реактора как источник излучения . . Ю Распределение источников нейтронов и у-квантов в активной зоне реактора

Анализ зарубежных и отечественных проектных разработок АЭС с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах

Анализ нейтронографический рассеяние нейтронов на изотопа

Анализ нейтронографический свойства нейтронов

Анализ нейтронографический, амплитуды поглощение нейтронов

Анализ нейтронографический, амплитуды рассеяния нейтронов

Анизотропия испускания нейтронов

Атомное ядро обогащенное нейтронами

Атомный вес нейтрона

Атомный реактор на тепловых нейтронах

Берклий нейтрона

Бета-распад нейтрона

Большие нейтронные вспышки

Бравэ нейтронов

Брейта—Вигиера формула в системах иа быстрых нейтрона

Взаимности соотношения, общие для тепловых нейтронов

Взаимодействие медленных нейтронов с веществом

Взаимодействие нейтронов с веществом

Взаимодействие нейтронов с веществом, макроскопическое эффективное сечение

Взаимодействие нейтронов с протонами

Взаимодействия нейтронов с ядрами

Виды взаимодействий нейтронов с ядрами

Влияние дозы нейтронного облучения и спектра реактора на ВТРО

Возраст нейтронов

Возраст нейтронов теория

Возрастание теплоемкости графита прн облучении нейтронным потоком

Волновые свойства электронов, нейтронов, атомов и молекул

Волны нейтронные

Время жизни мгновенных нейтронов

Время жизни нейтрона. Спектр электронов

Вспышки нейтронные

Вторичные нейтроны

Вульфа-Брэгга при захвате нейтронов про

Вывод закона сохранения Применения Теория рассеяния нейтронов в кристалле

Выгорающий поглотитель распределения потока нейтроно

Вычисление распределения нейтронов в гетерогенных котлах (А. Веипберг)

Г Разрыв потока нейтронов на поверхности

Гелий твердый и ррассеяние нейтронов

Графики полных нейтронных сечений в интервале энергий 0,01 —107 эв

ДИНАМИКА ЯДЕРИЫХ РЕАКТОРОВ С РАСПРЕДЕЛЕННЫМИ ПАРАМЕТРАМИ Простраиствеиио-времеииые задачи переноса нейтронов

Дайчик, Л. С. Ильинская, А. Л. Поляков. Влияние нейтронного облучения на метрологические характеристики тензорезисторов

Датчики нейтронного потока

Деление ядер быстрыми нейтронами

Деление ядер под действием нейтронов

Деление ядра при захвате нейтрона

Детектор нейтронных изображений — Технические характеристики

Детекторы нейтронных изображений

Динамические эффекты при дифракции рентгеновских лучей и нейтронов

Дипольный электрический момент нейтрона

Дифракционное рассеяние нейтроно

Дифракция медленных нейтронов от кристалла, или метод кристаллического монохроматора

Дифракция нейтронов

Дифракция нейтронов иа вихрях

Дифракция рентгеновских лучей и дифракция нейтронов

Диффракционное рассеяние быстрых нейтронов поглощающими ядрами

Диффракционное рассеяние быстрых нейтронов полупрозрачными ядрами

Диффузия нейтронов

Диффузия нейтронов (В. Вейскопф)

Диффузия нейтронов в тороидальном ядерном электрогенераторе

Диффузия тепловых нейтронов

Длина диффузии нейтрона

Длина миграции нейтрона

Длительность ЯТЦ реакторов на тепловых нейтронах. Удельные затраты на топливо ЯТЦ

Задача о вероятности поглощения нейтронов

Задача об импульсном источнике нейтронов

Задачи иа собственные значения и термализация нейтронов

Заключение П.Я. Терлецкого по существу объяснений авторов книги Основы теории нейтронных мультиплицирующих систем. 11 февраля

Закон рассеяния нейтронов

Закон сохранения нейтронов

Закон сохранения нейтронов потока нейтронов

Закон сохранения нейтронов тока нейтронов

Замедление и диффузия нейтронов

Замедление нейтронов

Замедлитель нейтронов

Запаздывающие нейтроны

Запаздывающие нейтроны в задачи иа собствеииое значени

Запаздывающие нейтроны деления

Запаздывающие нейтроны и протоны

Запаздывающие нейтроны и собственные функции период

Запаздывающие нейтроны и уравнение переноса

Запаздывающие нейтроны и уравнения кинетики реакторо

Запаздывающие нейтроны и устойчивость реакторов

Запаздывающие нейтроны предшественники

Записка А.И. Ахиезера о книге Основы теории нейтронных мультиплицирующих систем. 19 января

Затраты на изготовление твэлов и ТВС для реакторов иа тепловых нейтронах

Захват медленных нейтронов в кристаллах

Захват медленных нейтронов свободными ядрами

Захват нейтронов в кристалла

Захват нейтронов в кристалла протонами

Захват нейтронов в кристалла свободными ядрами

Захват нейтронов протонами

Зоны воспроизводства в реакторе быстрых нейтронах

Изменение коэффициента теплопроводности графита в зависимости от потока нейтронного облучения

Изменение нейтронного потока. Период и реактивность реактора

Измерение концентрации продуктов изнашивания деталей в масле методом нейтронной активации проб. Определение износов

Изучение рассеяния быстрых нейтронов на ядрах

Ильинская, О. Б. Людмирская, А. Л. Поляков, Б. В. Фетисов Особенности тензометрирования в условиях нейтронного облучения

Интегральное уравнение переноса нейтронов

Интенсивность потока нейтронов

Использование плутония в реакторах на тепловых нейтронах

Исследования но нейтронной физике на Чок-Ривер Сарзкешп)

Источник тепловых нейтронов за счет замедления

Источники быстрых нейтронов

Источники заряженных частиц и 7-квантов . 3. Источники нейтронов и других нейтральных частиц

Источники нейтронов

Источники радиоизотопные нейтронов

Источники радиоизотопные нейтронов тормозного излучения

Источники радиоизотопные нейтронов у-излучения

Квазиимпульс сохранение при рассеянии нейтронов

Классификация нейтронов по их энергиям

Когерентное рассеяние рентгеновских лучей и нейтронов

Когерентные явления при прохождении нейтронов через вещество

Конструкции реакторов на быстрых нейтронах

Коэффи размножения нейтронов

Коэффициент размножения нейтронов

Коэффициент размножения нейтронов в бесконечной

Кристаллическая структура определение с помощью рассеяния нейтронов

Критическое рассеяние нейтронов

Лекция седьмая. Нейтрон

Лекция четвертая. Поиски притяжения между электроном и нейтроном

Летаргия нейтронов

Линейное уравнение Больцмана. Перенос нейтронов и излучения

Магнитное упорядочение и рассеяние нейтронов

Магнитные пики при рассеянии нейтронов

Магнитный дипольный момент нейтрона

Магнитный момент нейтрона

Масса покоя нейтрона

Материалы контура реакторов на быстрых нейтрона

Медленные нейтроны

Метод нейтронной дифракционной топографии

Метод определения значения необратимого формоизменения в условиях нейтронного облучения

Методы получения и детектирования быстрых протонов и нейтронов

Методы получения монохроматических нейтронов

Методы получениями, детектирован и я быстрых протонов н нейтронов

Методы регистрации нейтронов

Механизм образования и время испускания нейтронов делеСпектр нейтронов деления

Механизм образования и время испускания нейтронов деления

Механизм ядерных реакций с участием нейтронов

Микротвэлы реакторов на тепловых и быстрых нейтронах . . И Основные характеристики реакторов ВГР с шаровыми твэлами

Модель атомного ядра протон-нейтронная

Модель атомного ядра протонно-нейтронная

Момент атома полный нейтрона

Мпогогрупповая теория переноса нейтронов

Мунка нейтронов

НЕЙТРОННАЯ РАДИОГРАФИЯ Бергер Методы нейтронной радиографии

Нейтрон (определение)

Нейтрон в секунду на квадратный метр

Нейтрон время жизни

Нейтрон время испускания

Нейтрон деления

Нейтрон как точечная частица

Нейтрон масса

Нейтрон открытие

Нейтрон р-распад

Нейтрон число на один акт

Нейтрон-протонное рассеяние

Нейтронная активация конструкционных материалов III Запасы материалов

Нейтронная и радиационная ширина

Нейтронная оптика

Нейтронная радиоактивность

Нейтронная спектроскопия

Нейтронная физика

Нейтронная физика. Деление атомных ядер

Нейтронная ширина

Нейтронно-физические характеристики ядерных реакторов

Нейтронное облучение

Нейтронное облучение полимеров

Нейтронное состояние

Нейтронные волны в средах

Нейтронные источники

Нейтронные сечения

Нейтронный абсорбциометр типа

Нейтронов перенос

Нейтронов термалпзация

Нейтроны Брейта—Внгиера формула

Нейтроны быстрые

Нейтроны вторичные в ортоводороде

Нейтроны вторичные в параводороде

Нейтроны вторичные свободными протонами

Нейтроны вторичные связанными протонами

Нейтроны вторичные упругое

Нейтроны длина свободного пробег

Нейтроны иекогерентиое рассеяние

Нейтроны избыточные

Нейтроны изотопное раэупорядочеиие

Нейтроны ионизационное торможение

Нейтроны магнитное рассеяние

Нейтроны магнитные свойства

Нейтроны мгновенные

Нейтроны механизм испускания

Нейтроны моноэнергетические

Нейтроны преображают материю

Нейтроны рассеяние в кристаллах неупругое

Нейтроны резонансные

Нейтроны рефракция

Нейтроны свойства

Нейтроны спектр

Нейтроны спиновое рассеяние

Нейтроны средний квадрат длины замедления

Нейтроны тепловые колебания

Нейтроны функция распределения в кристаллах

Нейтроны холодные (тепловые)

Нейтроны холодные (тепловые) взаимодействие с электронами

Нейтроны холодные (тепловые) соотношение между энергией и импульсом

Нейтроны — Группы энергетические

Нейтроны, атомное рассеяние

Нейтроны, облучение

Нейтроны, образующиеся при делении

Нейтроны. Ядерные (хеакции под действием нейтронов

Некогерентное рассеяние нейтронов

Некоторые аспекты явления рассеяния нейтронов

Некоторые вопросы нейтронной и зарядовой кинетики

Некоторые модели стабилизации процесса нейтронного размножения

Неупругое рассеяние медленных нейтронов в кри сталлах

Неупругое рассеяние нейтронов

Неупругое рассеяние нейтронов однофононные процессы

Нецентральный характер ядерных сил и классификация состояний системы нейтрон -(- протон

Об учете запаздывающих нейтронов

Обнаружение нейтронов деления

Образование нейтронов и радиоактивных осколков в результате деления ядер

Общая характеристика взаимодействия заряженных частиц, нейтронов и у-квантов с веществом

Общая характеристика взаимодействия заряженных частиц, нейтронов и у-лучей с веществом

Общие закономерности термализации нейтронов

Оператор переноса нейтронов

Оператор положительный для тепловых нейтронов

Оператор-изоспина взаимодействия нуклонов с электронно-нейтронным полем

Определение магнитного момента нейтрона

Определение массы заряженных частиц. Масс-спектрографы Определение массы нейтрона

Определение спектра колебаний решетки с помощью рассеяния нейтронов

Определение флюенса нейтронного облучения

Опыты Ферми по изучению взаимодействия нейтронов с веществом

Осколки деления испускание нейтронов

Основные опыты по изучению взаимодействия нейтронов с веществом

Основные характеристики нейтрона

Основные характеристики протона и нейтрона

Особенности реакторов на быстрых нейтронах (БР)

Особенности технологии и экономики различных стадий ядернотопливного цикла реакторов на тепловых нейтронах

Осцилляции нейтронов

Отечественные насосы натриевых реакторов на быстрых нейтронах

Открытие нейтрона. Его свойства

Открытие электрона, протона и нейтрона

Относительная роль запаздывающих и мгновенных нейтронов

Относительные достоинства нейтронных и рентгеновских методов

Отражатель нейтронов

Отражатель нейтронов Отрицательная» энергия

Отражение нейтронов

ПРОХОЖДЕНИЕ НЕЙТРОНОВ ЧЕРЕЗ ВЕЩЕСТВО. С. В. Марин

Парогенератор реактора на быстрых нейтрона

Переноса уравнение для тепловых нейтронов

Переноса уравнение и закон сохранения нейтронов

Перспектива развития АЭС с реакторами на тепловых нейтронах

Перспективы применения диссоциирующего теплоносителя в АЭС с ядерными реакторами на быстрых нейтронах

Перспективы развития нейтронной радиографии

Плазменный источник нейтронов на основе быстрого Z-пинча

Пластичность при нейтронном облучении

Плотность полного потока нейтронов

Плотность потока и тока нейтронов

Плотность потока нейтронов

Плотность потока нейтронов нейтронов

Площадь диффузии нейтрона

Площадь миграции нейтрона

Поглощение нейтронов

Поглощение нейтронов резонансное

Поглощение нейтронов резонансное рентгеновских излучений

Поглощение нейтронов соотношения между коэффициентами

Поглощение рентгеновских лучей и нейтронов

Получение и свойства ультрахолодных нейтронов

Поляризация колебаний решетки и рассеяние нейтронов

Поток нейтронов

Поток нейтронов - Испытания на воздействие

Поток нейтронов Непрерывный

Поток нейтронов в методе дискретных ординат

Поток нейтронов в расчетах ячейки

Поток нейтронов граничные условия

Поток нейтронов и тепловая мощность реактора

Поток нейтронов разрыв

Пояснительная записка И.Я. Померанчука о материалах, использованных в книге Основы теории нейтронных мультиплицирующих систем. 21 января

Приложение Б. Анализ схемы импульсного плазменно-ядерного реактора (ИПЯР) с нейтронным источником на основе Z-пинча Недосеев

Применение метода дискретных ординат к изучению систем иа быстрых нейтронах

Применение нейтронной радиографии

Применение ультрахолодных нейтронов

Пример определения критических размеров при реакции на быстрых нейтронах

Пример с сильным изменением формы потока нейтронов

Принципиальная схема источника нейтронов на основе аксиально неоднородного дейтериевого Z-пинча

Производство твэлов для реакторов на тепловых нейтронах

Прохождение нейтронов через вещество Сечения взаимодействия нейтронов с веществом для нейтронов тепловых энергий

Прямой вывод уравнения для ценности нейтронов

Пути повышения эффективности использования ядерного топлива на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах

Р рабочее на быстрых нейтронах

Р-нечетный эффект в нейтронных резонансах

Ради нейтрона свободного

Радиационные изменения кристаллической структуры и свойств углеродных материалов при нейтронном облучении

Радиационный захват нейтрона

Радиоактивные источники быстрых нейтронов

Радиоактивный быстрых нейтронов

Радиография нейтронная

Радиография нейтронная 337—342 Области применения 338, 339 — Схемы

Радиография нейтронная 337—342 Области применения 338, 339 — Схемы просвечивания

Радиография нейтронная — Области применения

Различные применения нейтронов

Размножение нейтронов

Рамановское рассеяние Рассеяние нейтронов Столкновения

Распад нейтрона. (V—Л)-вариант теории слабого взаимодействия

Рассеяние быстрых нейтронов

Рассеяние быстрых нейтронов протонами н обменный характер ядерных сил

Рассеяние быстрых нейтронов связанными протонами

Рассеяние в смеси нейтронов

Рассеяние медленных нейтронов

Рассеяние медленных нейтронов протонами

Рассеяние медленных нейтронов ферромагнитными кристаллами

Рассеяние нейтрон — протон при низких энергиях

Рассеяние нейтрона на протоне

Рассеяние нейтронов

Рассеяние нейтронов бесфононное

Рассеяние нейтронов в кристаллах, влияние спина

Рассеяние нейтронов в пара- и ортоводороде

Рассеяние нейтронов в твердых телах

Рассеяние нейтронов двухфононпое

Рассеяние нейтронов длина рассеяния

Рассеяние нейтронов для различных распределений

Рассеяние нейтронов законы сохранения в однофононных процессах

Рассеяние нейтронов и время жизни фононов

Рассеяние нейтронов и квазиимпульс

Рассеяние нейтронов и определение структуры кристаллов

Рассеяние нейтронов и поляризация фононов

Рассеяние нейтронов и спиновые волны

Рассеяние нейтронов и фактор Дебая — Валлера

Рассеяние нейтронов когерентное

Рассеяние нейтронов кристаллом Рассеяние электромагнитного излучения кристаллом Волновая картина взаимодействия излучения с колебаниями решетки Задачи Ангармонические эффекты в кристаллах

Рассеяние нейтронов на диффузное

Рассеяние нейтронов на изотопах

Рассеяние нейтронов на изотопах и сплавов

Рассеяние нейтронов на изотопах некогерентное

Рассеяние нейтронов на изотопах под малыми углами

Рассеяние нейтронов на изотопах релятивистская поправк

Рассеяние нейтронов на изотопах частиц по размерам

Рассеяние нейтронов на изотопах элементов

Рассеяние нейтронов на коэффициенты массовые

Рассеяние нейтронов на легких атомах

Рассеяние нейтронов на неоднородными системами части

Рассеяние нейтронов на орто- и параводороде

Рассеяние нейтронов на средних и тяжелых атомах

Рассеяние нейтронов общая теория

Рассеяние нейтронов однородными системами части

Рассеяние нейтронов однофононное

Рассеяние нейтронов рассматриваемое как волновой процесс

Рассеяние нейтронов реальными кристаллическими твердыми телами кристаллы с кубической структурой

Рассеяние нейтронов рентгеновских лучей в газах

Рассеяние нейтронов свободными ядрами

Рассеяние нейтронов связанными протонами

Рассеяние нейтронов формфакторы

Рассеяние нейтронов электронами и ядрами

Рассеяние нейтронов эффект коллиматора

Рассеяние нейтронов эффективные сечения для металлов

Рассеяние нейтронов ядерные п магнитные амплитуд

Расчет потока нейтронов

Реактор атомный на быстрых нейтронах

Реактор атомный тепловых нейтронах (ВВЭР)

Реактор на быстрых нейтронах (быстрый реактор)

Реактор на быстрых тепловых нейтронах

Реактор на тепловых нейтронах

Реактор флюенс нейтронов

Реактор, расчеты и запаздывающие нейтроны

Реактор-размножитель иа быстрых нейтронах с жидкометаллйческим теплоносителем

Реакторы на быстрых нейтронах

Реакторы на медленный нейтронах

Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Реакции захвата нейтронов ядрами

Реакции под действием нейтронов 39 1. Основные характеристики нейтрона

Реакции, приводящие к образованию нейтронов Энергия связи нейтронов

Реакция захвата нейтронов

Регистрация нейтронов и других нейтральных частиц

Резонансное рассеяние нейтронов

Релаксации длина См также асимптотическая 56, 57, 71, 82—84----тепловых нейтронов

Рентгеновские лучи, электроны, нейтроны

Решение задачи нейтронной кинетики в общем виде

Сварка нейтронная пластмасс

Свойства нейтронов и способы их получения

Свойства нейтронов различных энергий

Свойства нуклонов протоны и нейтроны

Свойства рентгеновских лучей и нейтронов

Сечения ядерных реакций для нейтронов тепловой энергии

Системы иа быстрых нейтронах, расчеты

Системы иа быстрых нейтронах, расчеты с помощью S -приближеиия

Собственное значение и запаздывающие нейтроны

Собственное значение и термализация нейтронов

Собственные значения в системах иа быстрых нейтрона

Собственные значения в системах на тепловых нейтронах

Собственные функции а и запаздывающие нейтроны

Соотношение взаимности для тепловых нейтронов

Сопряженная функция и ценность нейтронов

Сопряженная функция с учетом запаздывающих нейтроно

Сопряженный оператор переноса нейтронов

Спектр нейтронов деления

Спин нейтрона

Среднее число v вторичных нейтронов, испускаемых на один акт деления

Столкновения вероятность тепловых нейтронов

Структурный анализ кристаллов, дифракция нейтронов

Структурный анализ кристаллов, дифракция нейтронов рентгеновских лучей

ТЕРМАЛИЗАЦИЯ НЕЙТРОНОВ Общее рассмотрение

Температурный режим кладок и распределение нейтронов

Теорема взаимности Бетти упругопластических тел в нейтронном потоке

Тепловая схема и параметры АЭС с реакторами на быстрых нейтронах

Тепловые нейтроны

Термализация и перенос нейтронов

Термализация нейтронов

Технические быстрйх нейтронов 286, 287 Основные характеристики

Ток нейтронов Топси» сборка

Традиционные эксперименты по дифракции нейтронов

УРАВНЕНИЕ ПЕРЕНОСА НЕЙТРОНОВ Вывод уравнения переноса нейтронов

Удельный расход ядерного топлива. Эффективность его использования в реакторах на тепловых нейтронах

Ультрахолодные нейтроны

Упругое рассеяние медленных нейтронов в кристаллах

Упругое рассеяние нейтронов

Упругое рассеяние нейтронов и их замедление в веществе

Уравнения нейтрон о- и теплопереноса в поглощающих средах

Уран-плутониевое топливо реакторов-размножителей на быстрых нейтронах

Условие критичности реактора на тепловых нейтронах

Установка для внутриреакторного исследования конструкционных материалов на ползучесть и длительную прочность «Нейтрон

Устойчивость реактора, условия нейтронах

Физика нейтрона, деление ядер, атомная энергия

Физика нейтронная реактора

Физика нейтронов

Флюэнс нейтронов

Форм-фактор ядра нейтрона

Формфактор для рассеяния нейтронов в жидкости

Формфактор ядра нейтрона

Функция нейтронного потока

Функция распределения нейтронов по энергиям

Характеристики нейтронов различных энергий

Характеристики пороговых детекторов нейтронов

Холодные и ультрахолодные нейтроны

Ценность нейтронов 201. См. также Сопряженная функция

Центральное соударение нейтронов с атомными ядрами действие парафинового блока

Циклический изгиб в нейтронном потоке

Чедвик, открытие нейтрона

Чедвика опыт (заряд ядра) нейтрон)

Численные решения уравнений точечного реактора и приближение нулевого времени жизни мгновенных нейтронов

Число нейтронов

Число нейтронов в ядре

Штерна — Герлаха опыт на нейтроне

Эксперименты с импульсными источниками нейтронов

Экстраполяция полученных результатов на параметры полномасштабного источника DT-нейтронов для ИПЯР

Электрон и фотон. Протон и нейтрон

Электрон и фотон. Протон и нейтрон. Позитрон и нейтрино

Электрон-нейтронное взаимодействие (магнитное)

Элементы нейтронной физики

Эндерби. Исследование жидкостей методом рассеяния нейтронов

Энергия отделения нейтрона

Эффективная доля запаздывающих нейтронов

Эффективные сечения рассеяния нейтронов для металлов и сплавов

ЯТЦ ядерной энергетики с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах

Ядерная изомерия под действием нейтронов

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах с шаровыми микротвэлами

Ядерные реакции поглощения нейтронов

Ядерные реакции под действием нейтронов



© 2025 Mash-xxl.info Реклама на сайте