Тепловые нейтроны

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]

Строительство атомных электростанций, атомных кораблей требует самых разнообразных материалов конструкционных сталей, нержавеющих и жаропрочных сталей и сплавов, цветных металлов и других металлических материалов. Но атомная техника предъявила к материалам, используемым для изготовления некоторых деталей, особые требования, не встречающиеся в других отраслях техники. В данном случае речь идет в первую очередь о такой важнейшей характеристике, как способность ядра атома поглощать тепловые нейтроны (нейтроны с низкой энергией). Для атомной техники требуются материалы и с высокой способностью к поглощению нейтронов , и с ма-лон . Способность разных металлов поглощать нейтроны колеблется в очень широких пределах (табл. 114). [c.557]

Эффективное сечение захвата тепловых нейтронов и температура плавления [c.557]

Эффективное сечение захвата тепловых нейтронов, барны . .... 0,01 0,С63 0,18 0,23 2,4 4,5 115 720 2400 [c.557]

Kpo.. i того (что немаловажно), висмут имеет небольшую способность к поглощению тепловых нейтронов. [c.559]

Жаропрочные материалы также не должны быть подвержены воздействию излучений и не должны поглощать медленные (тепловые) нейтроны. [c.230]

Металлы высокой степени чистоты — сверхчистые металлы — используют в атомной, электронной и радиотехнической промышленности. Содержание примесей в таких металлах ограничивается одним атомом на 10 атомов основного металла, потому что от наличия примесей в значительной степени зависят физико-химические и механические свойства металлов. Так, ничтожно малое количество некоторых примесей повышает способность металлов (например, 2г, А1, Mg) к поглощению тепловых нейтронов и делает их непригодными для использования в атомной технике. [c.230]

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]

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит значительное количество замедлителя нейтронов. Так, в уран-графитовом реакторе концентрация ядер углерода превышает концентрацию ядер в 6000—10 000 раз. В активной зоне реактора на промежуточных нейтронах содержится гораздо меньше замедлителя, а в быстром реакторе он вообще отсутствует. [c.9]

Спектр нейтронов деления тепловыми нейтронами [c.13]

Коэффициенты формулы (9.6) при делении тепловыми нейтронами и характеристики числа нейтронов спектра деления [c.14]

Спектры у-излучения, образующегося при захвате тепловых нейтронов, приведены в табл. 9.4. При ее составлении использованы данные работ [12, 19]. Поскольку захват нейтрона часто приводит к образованию радиоактивного ядра с последующим испусканием у-квантов, значения интенсивности у-квантов, образующихся при радиоактивном распаде, были добавлены к значениям интенсивности захватного у-излучения в соответствующих энергетических интервалах (в тех случаях, когда период полураспада порядка часа или меньше). В табл. 9.4 приведены также значения сечений радиационного захвата при средней энергии тепловых нейтронов, которая равна 0,025 эв. [c.28]

Если захват нейтрона происходит в резонансной области энергий или в области больших энергий, то часто спектры образующегося при этом у-излучения существенно отличаются от спектров у-излучения, сопровождающего захват тепловых нейтронов. Для примера в табл. 9.5 приведены спектры у-излучения, образующегося при захвате нейтронов различных энергий ядрами железа. Эти спектры рассчитаны по статистической теории ядра с учетом спиновой зависимости каскадных переходов между отдельными уровнями [20]. Как видно, спектры захватного у-излучения заметно зависят от энергии нейтронов. Например, выход у-квантов с энергией при захвате [c.28]

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]

Константы и параметры тепловых нейтронов [c.35]

В реакторах на тепловых нейтронах основная часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов. Тогда формулу (9.51) можно свести к следующему приближенному виду [c.42]

Для реакторов на тепловых нейтронах допустимы некоторые упрощения, а именно можно считать [c.46]

При расчете интеграла радиационного захвата тепловых нейтронов необходимо учитывать температурную зависимость усредненного сечения [c.46]

Ослабление замедляющихся и тепловых нейтронов [c.55]

При расчете распределений вторичного у-излучения в защите, т. е. захватного у-излучения, а также у-излучения, сопровождающего неупругое рассеяние быстрых нейтронов (см. 9.2), следует учитывать, что в большинстве случаев в его интенсивность основной вклад вносит захват тепловых нейтронов. [c.61]

Некоторые сложности вызывает расчет потоков захватного у-излучения в защите с малым содержанием или даже отсутствием ядер водорода. Тогда часто относительная доля потока тепловых нейтронов мала и преобладает захват нейтронов промежуточных энергий. Для решения такой задачи необходимо прибегать к сложным многогрупповым расчетам. Приведем для этого случая простую формулу для грубой (обычно завышающей) оценки интенсивности захватного у-излучения из корпуса, за которым расположен какой-либо поглотитель нейтронов (например, слой карбида бора). Для простоты рассмотрим случай [c.67]

Строгой теории, учитывающей динамику накопления и отжига радиационных дефектов, в настоящее время пока не существует. По-видимому, существенную роль в картине радиационного повреждения металлов играют (п, р)- и п, а)-реакции, однако еще неясна роль этих реакций по отношению к элементарным и комплексным дефектам, вызванным смещениями атомов. Тем-не менее в ряде случаев в сталях даже из-за небольших примесей элементов, на ядрах которых происходят эти реакции, может заметно повыситься вклад тепловых нейтронов в радиационное охрупчивание стали. [c.72]

Тепловые нейтроны вызывают активацию корпуса, крышки и конструкций реактора они формируют источники захватного у-излучения. [c.77]

Средний поток тепловых нейтронов Фт в активной зоне реактора на тепловых нейтронах определяется мощностью реактора и загрузкой делящегося материала в нем [c.89]

Вторая реакция На (м, у)На происходит на тепловых нейтронах. Микроскопическое сечение реакции относительно велико [c.97]

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]

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]

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]

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]

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]

Ввиду малой величины эффективного захвата тепловых нейтронов, высокой температуры плавления и высокой коррозионной стойкости бериллий можно применять для плакировки стержней ядерного горючего, однак о чрезвычайно высокая стоимость бериллия ограничивает его использованне. Для этой цели в настоящее время успешно применяют более дешевый металл — цирконий . [c.558]

Температура хладноломкости ниобия ниже —196 °С. Благодаря высокой коррозионной стойкости и малому сечению захвата тепловых нейтронов сплавы ниобия нашли применение в конструкциях атомшлх реакторов. [c.313]

Области применения. Вследствие высокой удельиой прочности магниевые сплавы нашли широкое применение в авиастроении (колеса шасси, различные рычаги, корпуса приборов, фонарн н двери кабин и т. д.), ракетной технике (корпуса ракет, обтекатели, топливные н кислородные баки, и др.), электротехнике и радиотехнике (корпуса приборов, телевизоров и т. д.), в текстильной промышленности (бабины, шпульки, катушки и др.) и других отраслях народного хозяйства. Благодаря способности поглощать тепловые нейтроны н не взаимодействовать с ураном, магниевые сплавы используют для изготовления оболочек трубчатых тепловыделяющих элементов в атомных реакторах [c.342]

Технический цирконий, применяемый преимущественно в качестве коррозионностойкого материала в химической промышленности [45], содержит до 2,5 % гафния, который трудно поддается отделению из-за сходства химических свойств циркония и гафния. Эта примесь не оказывает заметного влияния на коррозионные свойства циркония. Чистый металл с малым содержанием гафния (< 0,02 %) обладает малым ахватом тепловых нейтронов, что делает его особенно пригодным мя использования в ядерной энергетике. [c.379]

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]

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]

Данных по спектрам у-нзлучення, образующегося при захвате надтепловых и быстрых нейтронов ядрами других элементов, опубликовано очень мало. Поэтому в практике расчетов защиты реакторов часто принимают данные о выходе уизлу-чения при захвате тепловых нейтронов в качестве нижней границы для выхода при захвате нейтронов более высоких энергий. [c.30]

Гамма-излучение продуктов ядерных реакций. При поглощении нейтрона ядрами некоторых легких элементов возможно испускание не только у ванта (захватное у злучение) или нейтрона (неупругое рассеяние), но и заряженных частиц [реакции (п, р) и п, а)]. Обычо сечения этих реакций малы, и для защиты практически важны лишь реакции В ( , а) ГГ и Ы (п, а)№.. Для тепловых нейтронов в 94% случаев первая реакция идет С образованием возбужденного состояния Ы с энергией 0,478 Мэе. Это возбуждение снимается высвечиванием укванта такой же энергии. [c.32]

Здесь ), Еа и vI,f — коэффициент диффузии, сечение поглощения и произведение выхода нейтронов при делении на сечение деления 2/ — одногрупповые константы, полученные усреднением сечений по спектру нейтронов в активной зоне (см. 9.2). В реакторе на тепловых нейтронах основная часть делений горючего происходит при взаимодействии с ядрами тепловых нейтронов. В этом случае указанные одногрупповые константы являются фактически константами тепловых нейтронов. В табл. 9.7 приведены константы и параметры тепловых ней- [c.35]

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]

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]

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]

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]

Пороговое значение энергии нейтрона в образовании смещенного атома для железа составляет 360 эв. Однако привести к образованию смещенных атомов могут и нейтроны меньших энергий в результате их радиационного захвата [46, 47]. При п, у)-реакции энергия, получаемая ядром отдачи после испускания у-кванта, может превысить энергию смещения атома ( 25 эв). Учитывая спектр захватных у-квантов для ядер железа, можно получить, что средняя энергия ядра отдачи составляет примерно 390 эв [48]. Таким образом, в результате п, у)-реакции в железе может появиться свыше 15 смещенных атомов. Поскольку наибольшим сечением радиационного захвата обладают тепловые нейтроны, то самый большой вклад в образование элементарных дефектов в результате ( , у)-реакции вносят именно эти нейтроны. Доля тепловых нейтронов в полном числе образованных элементарных дефектов сильно зависит от доли этих нейтронов в спектре и может быть заметной, если поток тепловых нейтронов на порядок превышает поток надтепловых и быстрых нейтронов. Например, в водо-водяном реакторе она составляет 2—3%, а в графитовом—25—30% [47]. Это верхняя оценка эффекта тепловых нейтронов, поскольку имеются экспериментальные данные [48, 50] о том, что дефекты, создаваемые тепловыми нейтронами, отжигаются несколько [c.70]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...