Интенсивность потока нейтронов

Воздействие интенсивных потоков нейтронов на материал корпуса и других конструкций реактора приводит к их структурным изменениям, что вызывает изменение их физико-механических свойств. Наиболее опасен переход облученного материала стального корпуса, несущего давление, из вязкого состояния в хрупкое, характеризующееся небольшой энергией разрушения. Состояние хладноломкости корпусных сталей наступает в области температур ниже критической температуры хладноломкости 7хл. Величина этой температуры возрастает при облучении. [c.69]

Первичная защита подвергается облучению интенсивными потоками нейтронов и у-квантов и воздействию значительного теплового потока от работающего реактора, поэтому при выборе материалов и конструкции первичной защиты следует принимать Бо внимание необходимость ее охлаждения. Нужно учитывать [c.76]

Теплоноситель, проходя через активную зону реактора с интенсивными потоками нейтронов различных энергий, активируется. В ряде случаев активация ядер, входящих в состав теплоносителя, незначительна по сравнению с активацией ядер примесей в теплоносителе. Примесями являются продукты коррозии внутренних поверхностей стальных стенок оборудования, а также загрязнения, вносимые в теплоноситель в процессе технологии его приготовления. Продукты коррозии внутренних поверхностей активной зоны поступают в теплоноситель в виде радиоактивных примесей. [c.86]

Для других (отличных от 7-квантов) нейтральных частиц электромагнитное взаимодействие либо полностью отсутствует (для нейтрино), либо очень мало. Огромный практический интерес представляет взаимодействие с веществом интенсивных потоков нейтронов. Эти процессы в основном не атомные, а ядерные. Они будут рассмотрены в гл. X и XI. Нейтрино подвержены только слабым взаимодействиям, так что эти частицы могут свободно проходить в веществе астрономические расстояния. Поэтому вопрос о прохождении потоков нейтрино через вещество интересен главным образом для астрофизики и будет рассмотрен в гл. ХП, 1. [c.432]

Значительно более интенсивные потоки нейтронов можно получить на короткое время в импульсном реакторе. Так, в советском импульсном графитовом реакторе ИГР в максимуме импульса развивается мощность 10 МВт, а поток нейтронов достигает 10 ней-трон/(см -с). Длительность импульса имеет порядок 0,1 с. Считается возможным создание на порядок более мощного реактора такого типа, что даст возможность получать вполне доступный регистрированию поток антинейтрино. [c.585]

Содержание элемента пропорционально интенсивности испускаемого им излучения. Интенсивность излучения в этом случае зависит от интенсивности потока нейтронов эффективного сечения соответствующей реакции и числа атомов элемента, участвующего в реакции, т. е. / = Фз М, где аз — эффективное поперечное сечение реакции захвата ядерной частицы с последующим излучением. [c.137]

Наиб, простой способ регистрации осколков и их пространств, распределений — по дефектам образованных осколками в приповерхностных слоях нек-рых твёрдых прозрачных материалах (см. Диэлектрический детектор). Т. к. эффективность у камер деления низкая, они используются для детектирования интенсивных потоков нейтронов, напр. в системах управления ядерными реакторами. [c.280]

Степень изменения свойств материалов зависит от интенсивности потока нейтронов и суммарной (интегральной) дозы облучения, а также от температуры облучения. [c.229]

Наиболее интенсивный поток нейтронов проходит в середине полой центральной трубки. Он достигает 3-10 нейтронов через 1 см в 1 сек. На внешней поверхности тепловой колонны интенсивность потока равна [c.145]

Процессы искажения решетки можно наблюдать при измерении размеров элементарной ячейки графита. Размер ячейки по оси с увеличивается, а по оси а уменьшается. Размеры решетки увеличиваются с возрастанием интенсивности потока нейтронов, как это видно на примере реакторного графита марки SF для температуры облучения 30° С [29] [c.96]

Можно сократить время накопления высших изотопов, увеличив интенсивность потока нейтронов в реакторе. Так и делают, но тогда нельзя облучать большое количество плутония-239. Ведь этот изотоп делится нейтронами, и в интенсивных потоках выделяется слишком много энергии. Возникают дополнительные сложности с охлаждением контейнера и реактора. Чтобы избежать этих сложностей, [c.131]

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]

Таким образом, нами рассмотрено распределение потоков нейтронов в гомогенной модели реактора, позволяющее характеризовать как источник излучения активную зону в целом, и распределение в элементарной ячейке, позволяющее характеризовать тонкую структуру распределений интенсивности источников по активной зоне. [c.45]

Плотность потока Фи следует сравнить с плотностью допустимого потока нейтронов Фдд. Интенсивность потока у-квантов —ФЕ также следует срав- ить с допустимой интенсивностью Результатом таких сравнений является кратность ослабления излучений к, которую должна обеспечить проектируемая защита. [c.308]

В настоящее время пока еще не известен способ получения мощных потоков нейтрино, однако в пятидесятые годы в связи с развитием реакторостроения в распоряжении физиков появились мощные источники антинейтрино. Известно, что осколки деления тяжелых ядер перегружены нейтронами, и следовательно, испытывают р -распад, который сопровождается испусканием антинейтрино. На каждый акт деления испускается 5—6 антинейтрино, так как образующиеся после р -распада осколков новые ядра также оказываются р -радиоактивными до тех пор, пока обе цепочки не закончатся стабильными ядрами (см. т. I, 47, п. 1). В связи с этим с помощью ядерных реакторов большой мощности можно получать весьма интенсивные потоки антинейтрино. [c.241]

Наиболее интенсивным источником нейтронов является ядерный реактор. Устройство реактора мы объясним ниже в гл. XI, 3. Здесь мы только укажем свойства реакторов как источников нейтронов. В этом отношении реакторы характеризуются а) величиной потока нейтронов б) энергетическим спектром нейтронов и в) техническими возможностями использования нейтронного потока (можно ли помещать образец внутрь реактора или же можно лишь ставить образец на пути выходящего наружу нейтронного пучка). [c.487]

Методы регистрации у-квантов мы уже рассмотрели в предыдущем параграфе. Поэтому здесь мы в основном будем говорить о регистрации нейтронов. Для регистрации нейтронов разных энергий удобны различные ядерные реакции. Поэтому мы рассмотрим отдельно медленные нейтроны и нейтроны более высоких энергий. В общем, из-за закона 1/ (см. гл. IV, 4) регистрировать нейтроны тем проще, чем ниже их энергия. Потоки нейтронов часто загрязнены большим количеством электронов и -у-квантов. Поэтому качество нейтронного детектора существенно зависит от того, можно ли с его помощью выделять нейтроны при интенсивном фоне у- и р-излу-чения. [c.517]

Указанный способ не обеспечивает столь же высокой интенсивности потока и однородности поля активирующих частиц, как при нейтронном облучении в канале реактора. [c.207]

Влияние интенсивности облучения может быть оценено по результатам испытаний образцов графита марок КПГ и ГМЗ, облучавшихся при температуре 200—650° С в различных по плотности повреждающих потоках нейтронов. При сопоставлении полученных на образцах графита марки КПГ данных деформацию ползучести приводили к единице нагрузки и к одной температуре (250° С). При этом оказалось (рис, 3.41), что повышение плотности повреждающего потока снижает максимальную деформацию на не-установившейся стадии ползучести. В работе [60, с. 73] отмечалось, что предварительное облучение полностью подавляет неустановившуюся ползучесть, а термический отжиг облученных при 2000° С образцов ее восстанавливает. [c.150]

Для детектирования нейтронов больших энергий обычно используются сцинтилАяциошше детекторы с органич. сцинтилляторами (содержащие много водорода) значит, размеров, в к-рых пробеги протонов отдачи I велики (напр., при 00 МэВ в воде 1 = 10 см). Спектры нейтронов больших энергий измеряются по отклонению протонов отдачи в магн. поле. Однако этот метод пригоден только для интенсивных потоков нейтронов, т. к. толщина радиатора должна быть мала, чтобы в нём протоны отдачи не испытывали заметного торможения достаточно малым должен быть н используемый телесный угол, в к-ром протоны вылетают из радиатора. Для 1 ГэВ регистрация нейтронов по протонам отдачи становится малоэффективной, т.к. сечение упругого рассеяния, продолжая монотонно падать, становится меньше сечения множест-ленного рождения частиц (см. Мпожественные процессы). [c.279]

Радиоактивные индикаторы. Захват нейтрона стабильными ядрами часто приводит к образованию р-ак-тивных ядер. Облучённые нейтронами вещества (индикаторы) в виде тонких фольг (Ап, 1п, Ag, Си и т. д.) помещаются перед детектором р-частиц. Если период полураспада 2 <д значительно больше времени облучения индикатора, то по величине р-активности можно определить кол-во нейтронов, попавших в индикатор аа время облучения. Измерения абс. р-активности требуют знания телесного угла, поглощения и рассеяния р-частиц в самом индикаторе и стенках детектора. Для относит, измерений нейтронных потоков достаточно ограничиться измерениями 8-активностей индикаторов в тождеств, условиях. Так измеряют, напр., пространств, распределение нейтронов в активной зоне реактора. Для измерения интенсивности слабых нейтронных потоков пользуются радиохимия, методом, основанном на Сциларда — Чалмерса эффекте. Для детектирования быстрых нейтронов используются реакции (п, р) (п, 2 п) (п, а), пороги к-рых 10 МэВ, а сечения 0,5 барна, приводящие к образованию р-активных ядер. Бета-расиад короткожи-вущих ядер радиатора (Т>/, й 1с) вызывает электрич. ток в т. н. датчиках прямой зарядки, применяемых для детектирования интенсивных потоков нейтронов. [c.280]

Рассмотрим начально однородное изотропное тело, занимающее полупространство 2 0. Если на границу z = 0) параллельно оси Z падают нейтроны с одинаковой средней энергией и интенсивностью ( о [нейтрон/(м -с)], то интенсивность потока нейтронов, доходящих до плоскости Z = onst, будет [121 [c.103]

Как Рз, так и ир в высшей степени коррозивны и ядовиты. Обращение с этими веществами требует особых предосторожностей для обеспечения безопасности обслуживающего персонала. Обращение с чистым и его соединениями требует особой осторожности. Ввиду большой чистоты изотопа критические размеры для начала цепной реакции сравнительно невелики. Поэтому требуется так рассчитать конечную часть процедуры производства и накопления продукта, чтобы никогда нельзя было приблизиться к критическому количеству. Хотя вряд ли возможен взрыв, сравнимый со взрывом атомной бомбы, все же интенсивность потока нейтронов может стать выше допустимого уровня и большое пространство может быть на много лет загрязнено продуктами деления. Эта задача возникает при всех процессах, в которых ядерное горючее получается в чистом виде. [c.329]

Для измерения полных нейтронных сечений пучок нейтронов пропускается через образец изучие-мого вещества, содержащи известное число атомв п на 1 с.н площади, перпендикулярной пучку. Рега-стрируется интенсивность потока нейтронов в отсутствие образца и с образцом = (1/ге)1п(1/Г), где Т — пропускание образца, равное отношению скорости счета детектора с образцом на пучке к скорости счета без образца. Сечения захвата измеряются путем регистрации у-лучей, испускаемых изучаемым веществом при радиационном захвате нейтрона. [c.388]

Тогда, если правилен общий результат волновой, или квантовой, механики, что нейтроны ведут себя и как частицы, и как излучение с длиной волны Л = к/ту, то мы можем ожидать, что и они могут привести к аналогичным явлениям. Наблюдение такого явления было целью простого опыта, произведенного впервые Ципном. Чтобы поставить опыт в благоприятных условиях, нужно прежде всего располагать весьма интенсивным источником нейтронов. Интенсивные потоки нейтронов получаются около атомных котлов. Схема установки в опытах Цинна показана на рис. 5. Котел окружен толстым цементным экраном для защиты от излучений. В него, как и во многих котлах, построенных для физических исследований, вставлена так называемая термическая колонна , т. е. графитовая призма, одним концом погруженная в котел. Она замедляет быстрые нейтроны, производимые котлом. При каждом столкновении с ядрами углерода термической колонны нейтроны теряют некоторую долю своей энергии, пока не приходят с этими ядрами в тепловое равновесие около внешнего конца колонны. В наружном конце колонны делается полость, как показано на рис. 5, с той целью, чтобы тепловые нейтроны, идущие из глубины, были грубым образом направлены наружу благодаря этому у выхода получается пучок нейтронов (в действительности не очень коллимированный) с распределением энергии, соответствующим температуре термической колонны. Но так как для опытов рассматриваемого типа нужна гораздо большая коллимация, т. е. требуется получить достаточно тонкий пучок с точно определенным направлением распространения, вводятся дальнейшие диафрагмы, чтобы отобрать нейтроны заданного пучка. Для этого всегда используется кадмий, очень хорошо поглощающий тепловые нейтроны (слой кадмия толщиной в 0,5-1 мм поглощает их практически полностью). Поэтому, помещая перед термической колонной кадмиевые диафрагмы, получают достаточно хорошо коллимированные пучки. Ме- [c.117]

С другой стороны, еоли выбрать слишком большое значение плотности моодаооти, то возникают трудности в выборе материалов для сооружения реактора, связанные с интенсивным потоком нейтронов в реакторе, хотя размеры плазмы при этом малы. Например, пгаг-плог-ности дейтерия 10 м плотность мощности составляет 10 Бт/м , что приводит к осЗъему плазмы 10 м (0,1 ом ). Создание реактора таких размеров, производящего мощность, равную мощности обычной тепловой электростанции, приводит к непреодолимым трудностям в выборе материалов. [c.22]

Магнитная система. Магнитное поле, необходимое для удеркания плазмы, генерируется сверхпроводящими обмотками, размещенными с внешней стороны бланкета и имеющими эффективную защиту от высоких температур и интенсивных потоков нейтронов, возникающих в плазме. Такое размещение катушек приводит к необходимости создания магнитного поля в достаточно большом объеме. Создание та- [c.51]

Нейтронная телевизионная система может обеспечить получение контрастной чувствительности порядка 6%, следить за высококонтрастным движущимся со скоростью 15 м1мин объектом при незначительной размытости изображения и выявлять высококонтрастные детали размером порядка 0,125—0,5 мм. Эти величины зависят от влияния флуктуаций во время регистрации изображения [29, 30]. Они соответствуют интенсивности потока тепловых нейтронов от 10 до 10 нейтрон см - сек при использовании нормальной частоты телевизионных кадров (25—30 гц) и большему времени интегрирования изображения при меньших интенсивностях потока нейтронов. Пример влияния флуктуаций интенсивности на качество нейтронного телевизионного изображения приведен на фиг. 9.13. [c.314]

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]

Протоны сравнительно малых энергий (0,1—5 Мэе) также распределены вокруг Земли по широкой области, называемой протоносферой. На протоносферу в области, наиболее близкой к Земле, налагается внутренний радиационный пояс, состоящий из протонов высоких энергий (>30—40 Мэе). Внутренний радиационный пояс существует благодаря распаду нейтронов, образуемых в атмосфере Земли космическим излучением. Распределение протонов различных энергий вокруг Земли очень специфично чем ближе к Земле, тем больше энергия протонов в протоносфере. На больших расстояниях от Земли присутствуют протоны сравнительно небольших энергий. Полная плотность потока электронов с энергией Е более 40 кэв составляет около 1-10 электрон см -сек). Полная интенсивность потока протонов с энергией Е более 40 Мэе достигает в максимуме пояса 5-10 протон/ см -сек). [c.265]

Энергия связи нейтрона в железе и других ядрах, входящих в состав стали, около 7 Мэе. Умножая эту величину на Фн(0 и на геометрический фактор ослабления, получаем интенсивность потока энергии 1= = 5 10" Мав1 см сек). Коэффициент истинного поглощения у-квантов не ревосходит ра=0,2 см . В соответствии с этим плотность энерговыделения от рассматриваемого энергетического потока не будет превосходить Ра/= = 1 10 Мэе/(см сек). [c.308]

Из табл. 1.23 видно, что группа у-квантов с энергией 7—9 Мэе является доминирующей (89% суммарной интенсивности). Защита оказалась недостаточной. После ее дополнения плотность потока у-квантов за ней будет формироваться только захватными у-квантами с энергией 7—9 Мэе. Вклад их в мощность дозы суммарного излучения будет превышать 90%. Соответственно этому мощность дозы группы этих захватных у-квантов за защитой может быть увеличена до 1,3 мр ч вместо 0,7 мр ч, как это принималось выше при равном вкладе нейтронного и у-излучений. Допустимая интенсивность потока у-квантов составит /тд =845 МэеЦсм -сек). [c.325]

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]

Из активной зоны реактора выходит мощный поток нейтронов, примерно в 10 раз превышающий излучение, предельно допустимое санитарными нормами. Кроме того, в результате р-распада образуется поток Y-излучения примерно такой же мощности. Защита должна в достаточной степени ослаблять оба потока. Как мы знаем из гл. VIII, 4, наилучшей защитой от уизлучения являются материалы с большим атомным номером Z. Для защиты от нейтронов наряду с хорошими поглотителями необходимы материалы, эффективно замедляющие нейтроны, потому что проникающая способность особенно велика у быстрых нейтронов. В качестве замедлителей в защите используются легкие элементы и элементы, на которых идет интенсивное неупругое рассеяние нейтронов (железо, свинец и др.). [c.581]

Для защитных ограждений стационарных реакторных установок используются слои воды, бетона, синели и других материалов, замедляющих нейтроны и снижающих до безопасных значений интенсивность потока гамма-лучей, образующихся вследствие захвата замедленных нейтронов веществом внутренних (водяных и графитовых) защитных слоев и обладающих большой проникающей способностью. С той же целью в транспортных реакторных установках, для которых приобретают большое значение вес и габариты ограждающих конструкций, применяются свинец, бораль, сталь специальных марок и другие материалы. [c.164]

Какова будет интенсивность делений в топл1. в-ной таблетке UO при потоке нейтронов, равном 10 - г ,--- -с- [c.208]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...