Нейтрон деления

Спектр нейтронов деления [c.11]

Мгновенные нейтроны деления составляют основную часть всех нейтронов спектра деления (более 99%). Они распределяются по энергиям в широком интервале от нескольких десятков килоэлектронвольт до энергий свыще 20 Мэе. Чаще всего в качестве делящегося материала в реакторах используют угз. ) 238 Средняя кинетическая энергия нейтронов, образующихся при делении одного ядра составляет 5 Мэе. [c.11]

Спектр нейтронов деления % ( ), рассчитанный по формуле (9. 3), приведен в табл. 9. 1. Там же представлены данные по [c.12]

Спектр нейтронов деления тепловыми нейтронами [c.13]

Необходимо отметить, что формулы (9. 1) и (9. 3) не описывают тонкую структуру спектра нейтронов деления. Согласно измерениям с хорошим разрешением [4], в этом спектре имеются явно выраженные максимумы при 0,75 1,25 1,6 и 2,6 Мэе, где сосредоточено 5% полного числа нейтронов деления. [c.13]

Для различных делящихся изотопов спектр нейтронов деления можно описать максвелловским распределением [2, 4, 5] [c.14]

Теоретические рассмотрения, основанные на статистической теории ядра )5], позволили получить (для четно-четных изотопов) приближенное соотношение между средней энергией нейтронов деления и средним числом нейтронов V, образующихся при одном акте деления [c.14]

Основные характеристики запаздывающих нейтронов деления приведены в 8.1. Средняя энергия запаздывающих нейтронов не превышает 0,5 Мэе, что значительно ниже энергии мгновенных нейтронов. Почти все запаздывающие нейтроны испускаются в течение 1—2 мин после деления. Учитывая низкий выход их по отношению к выходу всех нейтронов деления (менее 1%), с точки зрения расчета защиты ядерного реактора запаздывающими нейтронами можно пренебречь почти во всех случаях, кроме интенсивного разноса продуктов деления по контуру теплоносителя, а также реакторов с циркулирующим топливом. [c.15]

Здесь 7о(г, ) = 7о(г)х( ) — распределение источников нейтронов деления. Последние члены в этих уравнениях учитывают влияние на поле нейтронов областей, окружающих активную зону (отражателя и защиты) [c.18]

Как видно из рисунка, спектр быстрых нейтронов в реакторе оказывается несколько обогащенным нейтронами низких энергий по сравнению со спектром нейтронов деления. Результаты расчета спектра нейтронов по формуле (9.15) хорошо согласуются с экспериментальными данными. [c.21]

Здесь мы пренебрегли слабой зависимостью спектра нейтронов деления от энергии нейтронов, вызывающих. деление.) [c.42]

Для органического или гелиевого теплоносителя основные источники у-излучения в теплоносителе — активированные ядра примесей. Типичными примесями в теплоносителе, подверженными значительной активации нейтронами, следует считать продукты коррозии материалов стенок контура (А1, Т1, N1, Мп, Ре, Сг, Со) и остающиеся в контуре или теплоносителе загрязнения элементами типа Ыа, Си, 2п и др. В табл. 10.2 приведены данные, относящиеся к активации теплоносителя с этими примесями. Сечения п, р)- и (л, а)-реакций усреднены по спектру нейтронов деления. Энергетические пороги их составляют 4,7 Мэе для 6 Мэе для Al и 7,2 Мэе для и Ре . [c.98]

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°

Как практически может быть осуществлена цепная ядерная реакция Если обеспечить, чтобы все v (2,5 — 3) нейтронов деления были использованы без потерь на деление новых ядер, то в результате возникает нейтронов, последние создадут v нейтронов н т. д. В этом случае число нейтронов возрастало бы в геометрической прогрессии. [c.310]

Своеобразными источниками нейтронов являются некоторые трансурановые элементы, для которых велика вероятность спонтанного деления с испусканием нейтронов деления (см. 44, п. 5 и 49, п. 2). Ри и Ат используются также как источники а-частиц для приготовления нейтронных источников типа (Ро + Be). [c.286]

Знание величины Ат позволяет определить возраст нейтронов деления в воде до тепловой энергии [c.314]

Кроме того, можно предполагать, что часть избыточных нейтронов будет непосредственно испускаться из осколков в виде нейтронов деления, или вторичных нейтронов, которые также уносят некоторую часть энергии деления Qn. [c.360]

Обнаружение нейтронов деления [c.363]

Мэе, то наблюдаемый эффект мог быть вызван только нейтронами деления урана. Контрольные опыты, сделанные без урана, подтвердили это заключение. Таким образом, в процессе деления урана образуются вторичные нейтроны (нейтроны деления), часть из которых имеет энергию Г > 0,95 Мэе. [c.364]

Однако для практического осуществления цепной реакции знания одной величины v совершенно недостаточно, так как судьба возникших нейтронов деления может быть неодинаковой из-за многообразия видов взаимодействия нейтронов с веществом, Даже если ядерная установка состоит только из одного делящегося вещества — горючего (что невозможно), вторичные нейтроны при взаимодействии с ядрами горючего не обязательно будут приводить к их делению нейтроны могут испытать неупругое рассеяние, радиационный захват или, наконец, они просто могут вылететь за пределы ядерной установки. Такие побочные и вредные процессы могут очень сильно затруднить размножение нейтронов или вообще сделать цепную реакцию невозможной. [c.374]

Разумеется, описанный метод дает только ориентировочную форму спектра нейтронов деления, так как в ем используется операция дифференцирования экспериментальной кривой, приводящая к большим неточностям. Однако и в такой форме этот результат имеет очень большое значение он позволяет в том же опыте получить первоначальное представление о числе вторичных нейтронов V, испускаемых в одном акте деления. [c.378]

Уже из этого очень грубого рассмотрения следует, что 4/5 нейтронов деления выпадают из игры, т. е. цепная реакция на быстрых нейтронах в возможна только в том случае, если при делении возникает по крайней мере пять вторичных нейтронов (v 5). Так как v 2- 3, то эта задача оказывается невыполнимой. [c.382]

Следует заметить, что управление цепным процессом оказалось сравнительно простой задачей в связи с тем, что некоторые нейтроны деления являются запаздывающими. [c.385]

Механизм образования и время испускания нейтронов деления [c.391]

Третий опыт из этой серии был поставлен в 1949 г. Он позволил сравнить относительные количества нейтронов деления, испускаемых легкими и тяжелыми осколками, а также оценить время испускания вторичных нейтронов. [c.392]

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]

Увеличение V с повышением энергии первичных нейтро210в Е, а также соотношение (9.7), выражающее связь между Е и V, указывают на то, что средняя энергия нейтронов деления Е для возрастает примерно на 0,03 Мэе при увеличении энергии первичных нейтронов Е на I Мэе. [c.15]

Энергетический спектр нейтронов в активной зоне реактора отличается от энергетического спектра нейтронов деления, определяемого формулами (9.1) — (9. 6). Быстрые нейтроны, обра- [c.15]

Односкоростная модель, рассмотренная выше, предполагает, что распределение источников нейтронов пропорционалоио распределению плотности полного потока нейтронов. На самом деле при делении образуются нейтроны разных энергий, причем энергия нейтронов деления значительно превышает энергию тепловых нейтронов, которые в основном вызывают деление ядер. Односкоростная модель не учитывает диффузию нейтронов в процессе замедления. Это особенно существенно для реактора с отражателем, где пространственное распределение потока может сильно зависеть от энергии нейтронов. Заметнее всего это проявляется в реакторах на тепловых нейтронах. В ряде случаев отражатель может служить основным источником тепловых нейтронов, например когда по техническим условиям невозможно или нежелательно смешивать замедляющий материал, состояший из легких ядер, с горючим. Тогда отражатель изготовляют из замедляющих материалов и замедление нейтронов в основном происходит в отражателе. [c.40]

Здесь =доАх — мощность источников быстрых нейтронов Ах — доля в спектре нейтронов деления, отнесенная к быстрым нейтронам (обычно для Е>2,5- 3 Мэв) Ивмн— сечение выведения быстрых нейтронов. Возможна многрупповая модификация ф( мулы (9.60), позволяющая определить изменение спектра быстрых нейтронов в защите с изменением расстояния. [c.49]

Предлагаемый расчет относится к реактору, работающему на полной мощности. При этом во внимание принимаются лишь доминирующие источники ионизирующего излучения мгновенные нейтроны деления, жесткие у-кванты, сопровождающие деление и распад продуктов деления, а также жесткие захватные у-кванты, возникающие в материалах внутриреакторных конструкций и защиты. Для таких теплоносителей, как вода и натрий,, важно учитывать собственное активационное у-излучение- В тех местах, где трубо-гфоводы и оборудование не экранированы защитой реактора, требуется сооружение дополнительной защиты — защиты теплоносителя. [c.294]

Величина v измерялась Г. Н. Флеровым (в СССР), Цинном и Сциллардом (за границей) и др. Ниже будет рассмотрен опыт Цинна и Сцилларда, в котором впервые (1939 г.) был измерен энергетический спектр нейтронов деления ураиа и получено наиболее близкое к современному значению v. [c.376]

Основной частью установки Цинна и Сцилларда была (рис. 153) сферическая ионизационная камера ИК, наполненная смесью аргона (при давлении 8 атм) и водорода (при давлении 10 атм), которая позволяла регистрировать протоны отдачи с энергией Тр > 0,6 Мэе. Протоны отдачи возникали в результате упругого рассеяния нейтронов деления урана на ядрах водорода. [c.376]

Нейтроны деления испускались урановой пластинкой 92U, расположенной рядом с ионизационной камерой. Деление ядер урана в пластине происходило под действием нейтронов источника И, в качестве которого использовался (ука + Be)-источник, изготовленный из 1 г радия. Для защиты камеры от -лучей источник был заэкранирован свинцовым экраном РЬ. Для за- [c.376]

Кажется очевидным, что вторичные нейтроны испукаются осколками, которые перегружены нейтронами, но в принципе молено предполагать существование и другого механизма, а именно испускание нейтронов деления из делящегося ядра в самый момент деления. [c.391]

Описанный опыт позволяет сделать заключение о времени, проходящем между моментом деления и моментом H nyqKaHHH вторичных нейтронов. Действительно, из механизма испускания нейтронов деления следует, что при ф = О и ф = я счетчик нейтронов регистрирует, в основном нейтроны, испущенные осколками, движущимися в сторону счетчика, причем опыт дает одинаковое (с точностью до 2%) число совпадений в обоих случаях. Однако эти случаи отличаются друг от друга тем, что при ф = = О осколки, летящие по направлению к счетчику, вылетают из слоя делящегося вещества непосредственно в газ ионизационной камеры, тогда как при ф = я они должны предварительно пройти через подложку П толщиной 0,5 ж/с, на которую нанесен слой делящегося вещества (см. рис. 166). Так как начальная скорость осколков равна 1,2-10 см сек, то они затратят на прохождение подложки время [c.393]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...