Деление ядер быстрыми нейтронами

Все не так просто много факторов влияет на число нейтронов, вызывающих деление, а также на значение их энергии. Из рис. 7.2, например, следует, что существует большая вероятность, что быстрые нейтроны вызовут деление ядер В то же время при делении ядер быстрыми нейтронами выделяются дополнительные нейтроны, так что результатом является увеличение количества быстрых нейтронов. Для того, чтобы процесс деления стал [c.163]

Экспериментально высота барьера деления может быть найдена, если изучить деление ядер быстрыми частицами или у-квантами с большой энергией. Напомним, что при делении частицами, например нейтронами, условие вынужденного деления записывается в форме [c.399]

При делении тяжёлых ядер под действием нейтронов, помимо ядер-осколков, испускаются вторичные быстрые нейтроны, которые в свою очередь способны вызывать деление ядер. Эти нейтроны распределены по энергиям непрерывно, причём основная масса их имеет энергию около 1—2 MeV (максимальная энергия нейтронов по порядку величины равна 10 MeV). [c.327]

В зависимости от энергии нейтронов, которые вызывают основную часть делений ядер горючего, реакторы подразделяют на быстрые, промежуточные и тепловые. Тип реактора зависит от соотношения количества замедлителя, горючего и других материалов, находящихся в его активной зоне, их геометрического расположения и размеров реактора. В реакторе на тепловых нейтронах энергия нейтронов, вызывающих наибольшую часть делений, обычно не превышает 0,2 эв. В реакторе на промежуточных нейтронах энергия большинства нейтронов, вызывающих деление, составляет 0,2 эе —100 кэв. В реакторе на быстрых [c.8]

В большинстве случаев для расчета защиты реактора наиболее существенно распределение потока тепловых нейтронов, поскольку, вызывая деление ядер горючего, они формируют. источники быстрых нейтронов и у-квантов деления. Кроме того, тепловые нейтроны характеризуются наибольшим сечением радиационного захвата. [c.35]

При делении ядер под действием быстрых нейтронов число V близко к 2 — 2,5. [c.308]

Здесь будут рассмотрены только некоторые явления, имеющие прямое отношение к собственно ядерной физике. Это — элементы теории замедления быстрых нейтронов и диффузии тепловых нейтронов, взаимодействие с ядрами медленных нейтронов и бо-ровская теория ядерных реакций, методы нейтронной спектроскопии, рассеяние быстрых нейтронов применительно к определению радиусов ядер) и, наконец, физика деления ядер. [c.290]

Точечные дефекты, возникающие при облучении кристаллов быстрыми частицами (нейтронами, протонами, электронами), а также осколками деления ядер и ускоренными ионами, получили название радиационных дефектов. В отличие от тепловых радиационные точечные дефекты термодинамически неравновесны, так что после прекращения облучения состояние кристалла не является стационарным. [c.94]

Мы живем в начале четвертого периода, основными энергетическими проблемами которого являются воспроизводство ядерного топлива деления в реакторах на быстрых нейтронах, осуществление контролируемого термоядерного синтеза, все более широкое применение возобновляемых источников энергии и повышение энергетической эффективности всех типов энергетических установок и энергопотребляющих устройств. К проблемам, нока не имеющим научно-технических оснований для их решения в ближайшем будущем, относятся концентрация рассеянного тепла окружающей среды, массовый искусственный синтез молекул, подобных хлорофиллу, извлечение энергии деления не только из ядер, но и из пока неделимых нуклонов — нейтронов и протонов. [c.15]

Охватывая обширный круг проблем деления тяжелых атомных ядер, диффузии и замедления нейтронов, переноса тепла из активной зоны реакторов и т. д., исследования в области физики реакторов, начатые с первыми реакторами на медленных (тепловых) нейтронах, затем были развиты применительно к реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного топлива. Для проведения этих исследований и решения [c.153]

Энергия осколков деления, имеющих малую длину пробега (167 МэВ), почти полностью поглощается в тепловыделяющих элементах то же происходит с энергией бета-излучения. Быстрые нейтроны теряют значительную часть своей энергии в замедлителе. Энергия гамма-излучения, как мгновенного, так и продуктов деления, рассеивается в топливе, замедлителе, конструктивных элементах реактора таким образом, что ее не просто рассчитать, так как передача энергии гамма-лучами происходит иначе, чем заряженными частицами. Энергия нейтрино теряется, так как они покидают реактор (а возможно, и земной шар вообще ). Используя приведенные выше данные, нетрудно подсчитать, что для выработки I Вт (тепл.) энергии требуется 3,3- 10 ° делений ядер в секунду. [c.165]

Теоретически возможно рассчитать gs в зависимости от топлива и геометрических параметров, но этот расчет непрост. Для быстрых реакторов этот параметр составляет около 0,33. Коэффициент nid может быть рассчитан, исходя из тепловой мощности реактора, с учетом того, что в результате деления ядер под воздействием быстрых нейтронов-выделяется энергия в среднем 205 МэВ. Для большинства быстрых реакторов время удвоения составляет ориентировочно около 20 лет, хотя на этот показатель могут оказывать существенное влияние многие факторы, которые еще предстоит определить, в особенности время регенерации. [c.179]

На основе проделанной работы в СССР было обеспечено осуществление программы строительства атомных электростанций средней и большой мощности, главным образом, в районах европейской части страны, где ощущается дефицит топливных ресурсов создание атомных реакторов на быстрых нейтронах, позволяющих полнее использовать энергию урана-238 углубление концепций использования энергии деления тяжелых ядер как для целей энергетики, так и промышленности, что может быть реализовано путем создания высокотемпературных реакторов на тепловых нейтронах и т. п. [c.169]

Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только тепловую и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить новое ядерное топливо. Основным топливом в быстрых реакторах является искусственный химический элемент плутоний-239 и пассивный уран-238. Тепловая энергия в реакторе на быстрых нейтронах получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов захватывается (поглощается) ураном-238 и он превращается в плутоний-239. Вновь образуемый плутоний является ядерным горючим, т. е. при его распаде выделяется (как и в случае с ураном-235) тепловая энергия. Поскольку при делении плутоний может выделять несколько больше нейтронов по сравнению с необходимым количеством их для данного реактора, в нем образуется избыток нового плутония по сравнению с выгорающим. [c.171]

В следующем опыте регулирующий стержень И. В. Курчатов дополнительно извлек уже не на 10 сантиметров, как в предыдущих сериях, а только на 5... После быстрого подъема Игорем Васильевичем двух аварийных кадмиевых стержней все присутствующие с удвоенным вниманием стали наблюдать за световыми и звуковыми сигналами, отражающими развитие цепной реакции деления ядер урана —235. Через 30 минут все звуковые индикаторы выли, световые ярко светились, гальванометр... уже отклонялся не равномерно, как в предыдущей серии, а все быстрее и быстрее... Напряжение всех присутствующих достигло предела, когда дублирующая... установка, расположенная внутри подземной лаборатории, стала вместо двух-трех фоновых щелчков в минуту выдавать все более и более частые сигналы, Это означало, что нейтроны из реактора, пронизав [c.209]

Существуют лишь два типа ядерных реакций, при которых пробег ядер отдачи достаточно велик деление ядер и реакции с образованием высокоэнергетических заряженных частиц. Франк [II] обобщил данные по длине пробега продуктов деления, а Тейлор [12] применил методику. Франка для оценки длины пробега при реакциях на быстрых нейтронах. [c.130]

По спектру нейтронов Я. р. подразделяются на быстрые (без замедлителя), в к-рых деление происходит на быстрых нейтронах (со ср. энергией порядка сотен кэВ) тепловые (с достаточным кол-вом замедлителя), в к-рых деление ядер происходит на тепловых нейтронах промежуточные (с относительно небольшим кол-вом замедлителя), в к-рых деление осуществляется на частично замедленных нейтронах—промежуточных или резонансных. По виду используемого ядерного горючего Я. р. подразделяются на урановые и плутониевые по виду замедлителя—на водяные (обычная вода), тяжеловодные, графитовые по виду теплоносителя—на водяные, натриевые (жидкий натрий), газовые (углекислый газ, гелий). [c.679]

Быстрые нейтроны образуются при деления ядер, их энергия 0,1- [c.451]

В условиях активной зоны ВВЭР-1000 при больших плотностях нейтронного потока и длительном облучении твэлов (900—1000 сут) заметно проявляется деление некоторой части быстрыми нейтронами (до 4—5 % всех разделившихся ядер, или в нашем примере 2 кг/т). [c.101]

Концентрация делящихся и воспроизводящих нуклидов, приходящихся на единицу объема активной зоны, в РБН во много раз выше, чем в РТН. Это объясняется весьма малыми сечениями деления ядер и плутония при взаимодействии с быстрыми нейтронами ( 0,1 МэВ) они в 200— 300 раз меньше сечений деления тепловыми нейтронами (см. табл. 6.1 и 6.2). Высокая объемная концентрация делящихся нуклидов (например, 500 г/л в активной зоне РБН по сравнению с 35 г/л в активной зоне ВВЭР) обеспечивается относительно высоким начальным обогащением топлива (при урановой загрузке х =20 %, при плутониевой Хн=12ч-16%) и высокой плотностью компоновки [c.329]

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в РБН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20—27 %) вторичных нейтронов, чем в РТН (при делении 239ри v=2,9- -3,l против v = 2,43 при делении создает [c.330]

В нашей печати уже описывался первый советский ядерный реактор. Перед его постройкой в рзжах ученых был лишь природный уран. Чтобы осуществить в нем цепную реакцию деления ядер, нужно было замедлить быстрые нейтроны и избежать при этом существенных потерь. Дело в том, что при поглощении ураном медленных нейтронов в результате деления вылетают быстрые нейтроны, количество которых примерно на 30% больше, чем поглощенных. Вот эти быстрые нехгтроны и следовало снова превратить в медленные. [c.96]

Одним из центральных событий в истории советского атомного проекта в 1942 году были предложения, выдвинутые Г.Н. Флеровым в письме И.В. К фчатову в марте-июне 1942 года. В этих предложениях был сделан вывод об осуществимости цепной реакции деления на быстрых нейтронах для и-235 и Ра-231. Вероятное количество вторичных нейтронов при делении ядер этих изотопов быстрыми нейтронами было оценено в у 2-3 вероятное эффективное сечение деления ядер этих изотопов для быстрых нейтронов оценивалось в ст/ 3 барн. Вероятное значение критической массы для и-235 и Ра-231 оценивалось в пределах 0,5-10 кг. [c.41]

Расчет радиационной защиты начинается с расчета интенсивности и пространственного распределения источников нейтронов и у-квантов деления в активной зоне реактора. При известном распределении этих источников в принципе возможно определение поля излучения во всей защите — поля быстрых, замедляющихся (промежуточных энергий) и тепловых нейтронов, а также картины ослабления в защите у-квантов, образующихся в результате деления ядер. При этом необходимо учитывать также и ослабляющие свойства материалов активной зоны,т. е. практически проводить совместный анализ распределения излучения в защите и в активной зоне. Однако возможен и другой подход — рассмотрение только лищь защиты или ее отдельной [c.7]

Радиационные характеристики у-излучения смеси продуктов мгновенного деления, образующихся при расщеплении быстрыми нейтронами с энергией =14 Л1зв. Мощность взрыва по делению I кт (1,45-10 делений ядер и ) [c.188]

Новые возможности иолучения интенсивных пучков быстрых и медленных нейтронов появились после изобретения циклических ускорителей заряженных частиц и ядерных реакторов. В ускорителях получаются быстрые нейтроны при помощи (а, п)-, р, п)- или [d, п)-реакций, идущих при соударении ускоренных а-частиц, протонов или дейтонов с мишенью. В наиболее распространенных типах ядерных реакторов получаются медленные (в основном тепловые) нейтроны, которые образуются в результате замедления нейтронов, испускаемых в процессе деления ядер урана или другого ядерного горючего. В обоих случаях получаются пучки нейтронов несравненно большей интенсивности, чем с помощью нейтронных источников. В особенности интенсивные пучки нейтронов 10 нейтрКсм сек) позволяют получать ядерные реакторы, работающие в импульсном режиме. [c.286]

К быстрым относят нейтроны с энергиями примерно от 100 кэВ до 14 МэВ. Сечения взаимодействия таких нейтронов с ядрами уже намного меньше, чем для медленных нейтронов. Прикладное значение быстрых нейтронов обусловлено тем, что основным техническим источником нейтронов является реакция деления ядер (см. 3), порождающая нейтроны мегаэлектронвольтных энергий. Далее эти быстрые нейтроны деления иногда используются непосредственно (см., например, гл. XI, 3), а чаще превращаются в медленные путем специального процесса замедления (см. 4). [c.533]

Так, если следовать морфологическому методу прогнозирования, мы должны будем рассмотреть более 4 тыс. реакторов 1) по типу деления ядер (3) — тепловыми нейтронами (до 1 эВ), промежуточными (1—10" эВ), быстрыми (выше 10 эВ) 2) по типу горючего (5) — природный уран (0,7% U-235), слабообогащен-ный уран (до 5% U-235), высокообогащенный уран (до 90% U-235), Pu-23d, U-233 3) по типу теплоносителя (4) — вода (HgO, DaO), жидкая органика (дифенил, терфенил), жидкие металлы (Na, NaK, Bi, Pb), газы (воздух, СОз, Не, H ) 4) по типу замедлителя (3) — вода (НзО, DaO), жидкая органика, твердые вещества (графит, ВеО, ZrH) 5) по типу регулирования (4) — механические стержни, выгорающие поглотители, газовое регулирование, движение замедлителя 6) по типу горючего (6) — металлическое, дисперсное, керамическое, жидкометаллическое, водные растворы, газообразное. [c.147]

В атомной энергетике широкое распространение нашлк уран-графито ые реакторы, основной частью которых является многотонная графитовая кладка. Основное назначение кладки реактора на тепловых нейтронах состоит в замедлении быстрых нейтронов, рождающихся при цепной реакции деления ядер. Внутренняя часть кладки, где размещены твэлы, называется активной зоной периферийная часть, служащая для-снижения утечки нейтронов,— отражателем, [c.227]

При работе реактора все оборудование первого контура становится радиоактивным. Причиной этого является загрязнение его радиоактивными продуктами, присутствующими в теплоносителе. На станциях с водоохлаждаемыми кипящими реакторами типа РБМК радиоактивными также становятся питательный тракт, турбинная установка и главные паропроводы. Радиоактивным становится и теплоноситель, циркулирующий через реактор вода в водоохлаждаемых реакторах, двуокись углерода или гелий в газо-графитовых реакторах, тяжелая вода в тяжеловодных реакторах, натрий в реакторах на быстрых нейтронах. Вместе с неорганизованной утечкой теплоносителя через различного рода неплотности оборудования и - в значительной мере - сальники арматуры в воздух помещений АЭС попадают радиоактивные аэрозоли, изотопы иода, криптона, ксенона, цезия и др. Загрязнение воздуха продуктами деления ядер-ного топлива создает значительные затруднения в эксплуатации. [c.2]

Реакторы на быстрых нейтронах имеют сравнительно небольшие размеры и загрузку значительного количества ядерного топлива. Трудности в конструировании реакторов на быстрых нейтронах связаны с тем, что при больших энергиях нейтронов эффективные сечения деления ядер урана-235 и плутония-239 малы, и для получения приемлемого выхода мощности необходимо иметь большие величины потоков быстрых нейтронов, что обусловливает и высокие тепловые потоки в активной зоне реактора. Снятие огромных тепловых потоков возможно газом (парогазовой смесью), даходящимся под высоким давлением. Выполнение же активной зоны в виде слоя шаровой насадки из тугоплавкой двуокиси урана (тория) позволяет, в свою очередь, увеличить поверхность нагрева, коэффициент теплоотдачи и допустимый уровень рабочей температуры тепловыделяющих элементов. Именно так могут быть решены основные проблемы, возникающие при создании высокотемпературных ядерных реакторов-бридеров. [c.130]

Преобладающий ввод станций с реакторами на теп овых нейтронах с ураном-235 объясняется тем, что эти станции наряду с производством электроэнергии дают некоторое количество нового ядерного го рючего — плутония, необходимого для создания начальной топливной базы для станций с реакторами на быстрых нейтронах. Быстрые реакторы заряжаются плутонием и ядерно-пассивным ураном-238, запасы которого практически неограниченны. Энергия получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов поглощается ураном-238, и он превращается в плутоний. Процесс образования нового плутония идет быстрее, чем деление исходного, что позволяет накапливать плутоний длительно для пуска новых реакторов. [c.198]

В реакторах на быстрых нейтронах, активная зона которых загружается обогащенным до 20—25 % урановым или уран-плу-тониевым топливом (15—20%Ри), даже при очень глубоком выгорании (до 10% ядер тяжелых атомов) выгруженное из активной зоны отработавшее топливо будет содержать до 50 % первоначально загруженных делящихся ядер. Этот ценнейший топливный материал после очистки от продуктов деления необходимо вернуть в топливный цикл. Вместе с тем из отработавшего топлива при его переработке могут быть извлечены наряду с плу- [c.125]

Выход вторичных нейтронов при делении ядер плутония на 19 % выше, чем при делении Это создает преимущества при использовании Ри и Ри в качестве ядериого топлива и в реакторах на. тепловых нейтронах. Благоприятные ядерные свойства плутониевого топлива позволяют особенно эффективно црименить его в реакторах-размножителях. Все изотопы плутония делятся быстрыми нейтронами. [c.156]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...