Функция нейтронного потока

В стояночных режимах функции АСУ ТП в основном сводятся к контролю параметров. Основным из них является нейтронный поток, который контролируется как при подкритическом, так и критическом состоянии реактора. Также необходимо, особенно непосредственно после остановки реактора, управлять работой систем, осуществляющих отвод остаточных тепловыделений, и других систем, обеспечивающих поддержание заданных значений технологических параметров. Например, в реакторах ВВЭР в режиме горячего резерва должно поддерживаться давление первого контура, для чего осуществляется управление компенсатором объема. У реакторов на быстрых нейтронах в стояночных режимах необходимо управлять системой электрообогрева контуров во избежание застывания натрия. [c.138]

Так как ] <С A/q, то функция Nq определяет в основном пространственную плотность нейтронов, отнесённую к единичному интервалу и. Векторная функция определяет поток нейтронов, скорость которых равна v. Действительно, по определению, плотность потока нейтронов со скоростью г равна [c.306]

Здесь / (e ,/,aj ) универсальная функция пластичности, зависящая от интенсивности деформаций величины нейтронного потока I и аппроксимационных параметров a j . [c.104]

Максимальный прогиб упругопластического стержня на втором полуцикле 2" мало отличается от прогиба из естественного состояния 2, так как циклическое деформационное упрочнение дюралюминия составляет 1 % (см. табл. 2.1). Прогиб вязкоупругопластического стержня 3" превышает начальный 3, так как на первом полуцикле температура возрастала от комнатной до Tk[t) в слоях стержня, что отслеживалось функцией нелинейности в наследственных соотношениях (4.63), а на втором полуцикле она оставалась равной своему максимальному значению перед разгрузкой. Учет радиационного упрочнения и влияния нейтронного потока на вязкость материала уменьшает и, соответственно, увеличивает прогиб вязкоупругопластического стержня на обоих полуциклах примерно одинаково. [c.187]

Отличием является то, что здесь функция пластичности зависит от величины нейтронного потока, и при [c.229]

Подводя обш ие итоги задачи решения кинетических уравнений, можем заключить, что интегральная схема решения состоит из нескольких этапов вначале задаем функцию g t) и число fi, затем находим функции N s,t), a t) и h t), по ним определяем функции 6 t) ж H t). Найденные значения позволяют определить решение задачи, а именно плотность нейтронного потока n t) и концентрацию ядер-предшественников i(t), г — 1,т. [c.308]

Нри этом сама задача регулирования плотности нейтронного потока формулируется либо как задача стабилизации процесса п( ), либо как равносильная ей задача стабилизации процесса реактивности р 1) ядерного устройства р 1) = к 1) — 1, где к 1) — коэффициент размножения нейтронов как функции времени 1. [c.328]

Для простых геометрий некоторые неопределенности связаны со значениями групповых констант (групповых сечений), со степенью детализации, требующейся при описании угловой зависимости нейтронного потока, с выбором числа групп и пространственной сетки. Групповые константы представляют собой взвешенные средние сечения, фигурирующие в полной форме уравнения переноса. Основной проблемой является выбор весовых функций. Важная энергетическая область резонансов рассматривается в гл. 8, а проблема определения спектра нейтронов, находящихся в тепловом равновесии с замедлителем, обсуждается в гл. 7. [c.43]

Однако часто, когда чисто физические соображения подсказывают выбор пробных функций, оказывается, что эти функции не удовлетворяют условиям ортогональности и полноты, выполнение которых обязательно для однозначного определения коэффициентов разложения Т,- ( ) в уравнении (10.1). Такой подход называют методом синтеза по пробным функциям [7]. Этот термин указывает, что делается попытка аппроксимировать нейтронный поток суммой физически обоснованных функций (синтез), а не математически точным разложением по некоторой полной системе функций. [c.422]

Как видно из рис. 10.6, в начальный период существует временной интервал, в течение которого полулогарифмический график спада потока является прямой линией, т. е. в течение этого интервала поток мгновенных нейтронов уменьшается экспоненциально. Основная мгновенная собственная функция спадает экспоненциально с постоянной спада а РК В самый начальный момент на показания детектора влияют высшие мгновенные собственные функции с более отрицательными, чем а,[р собственными значениями Затем спад нейтронного потока становится связанным лишь с основной мгновенной собственной функцией с собственным значением Запаздываю- [c.431]

В рассматриваемой схеме РТЛ проходной изолятор защищается от потока продуктов микровзрыва затвором — массивной конической пробкой, которая одновременно является внутренним электродом вакуумной линии с магнитной самоизоляцией РТЛ. При DT-микровзрыве с энерговыделением в 1-3 ГДж выход нейтронов составляет (0,3 1)-102 1/имп. Простые оценки показывают, что нейтронный поток, который поглощает коническая пробка, выполняя свою защитную функцию, переводит ее значительную часть в плазму с плотностью, равной плотности твердого тела при температуре в несколько тысяч К. Взрывная волна, возникающая при этом, производит механический эффект, эквивалентный действию взрыва нескольких килограмм взрывчатки. Жизнеспособность проходного изолятора, равно как и некоторых функциональных элементов затвора, представляется в этих условиях сомнительной. [c.198]

Решения этих уравнений с учетом симметрии и ограниченности плотности потока нейтронов представляются функциями [c.38]

Здесь /о, /1, Ко, К — модифицированные функции Бесселя нулевого и первого порядка первого и второго рода соответственно. Величины к п ко определяются из характеристического уравнения (9.55) для горючего и замедлителя соответственно. Отметим, что в выражение Рг входят только константы замедлителя. Этот коэффициент фактически характеризует неравномерность потока нейтронов в замедлителе, вызванную их поглощением. [c.45]

В практике расчета прохождения быстрых нейтронов в защите реакторов наиболее широко используется метод интегрирования функции влияния точечного источника по объему активной зоны (иногда называемый методом лучевого анализа). В этом методе распространение быстрых нейтронов (у-квантов) описывается вдоль луча, соединяющего точку объемного источника (активной зоны) с расчетной точкой, с учетом всех материалов, находящихся на этом пути, и с последующим суммированием вкладов от элементарных источников, суперпозицией которых можно представить активную зону, В результате плотность потока быстрых нейтронов равна [c.49]

Расчет ослабления первичных и вторичных у-квантов в защите реактора чаще всего проводят методом, близким к методу расчета потока быстрых нейтронов, а именно интегрированием функции влияния точечного изотропного источника у-квантов. В групповом виде общая формула для плотности потока у-квантов имеет вид [c.57]

При проведении расчетов поля у-квантов в защите реактора обычно рассчитывают отдельно две составляющие у-излучение из активной зоны и вторичное у-излучение из защиты. При расчете составляющей активной зоны как излучения гомогенного объемного источника можно пользоваться аналогично случаю быстрых нейтронов различными формулами, полученными для объемных источников. Например, для сферической активной зоны с равномерной плотностью источников интегрирование функции влияния точечного источника приводит к следующему выражению для плотности потока у-квантов [38] [c.59]

Для снижения радиационного тепловыделения и радиационных нарушений в корпусе реактора предусматривают внутри-корпусную защиту. Таким образом, эта защита выполняет функции тепловой и противорадиационной защиты корпуса [44]. Она обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в корпусе реактора до уровней, удовлетворяющих требованиям безопасности эксплуатации в условиях термических напряжений, и ограничивает потоки нейтронов, падающих на корпус, до величин, соответствующих допустимому накоплению радиационных нарушений за время срока службы корпуса. Кроме того, внутри-корпусная защита должна в максимально возможной степени снижать выход захватного у-излучения из своих элементов и корпуса реактора, которые довольно часто вносят основной вклад в мощность дозы излучения за биологической защитой реактора, [c.66]

Сечение активации относится к фиксированному объему теплоносителя. Этот объем перемещается, проходя участки активной зоны с различной плотностью потока нейтронов. В итоге можно считать, что по отнощению к фиксированному объему теплоносителя происходит изменение плотности потока нейтронов. В связи с этим одним из аргументов функции Ф является время t. [c.88]

Расчет нуклон-мезонного каскада предполагает получение функции распределения. В результате расчетов [19] получены функции распределения плотности нейтронных, протонных, пион-ных и суммарных (р + п + п) звезд и треков. Звезды характеризуют число неупругих взаимодействий, треки — число вторичных заряженных частиц, образованных в актах неупругого взаимодействия. Для определения плотности потока частиц необходимо полученное выражение плотности звезд умножить на коэффициент [c.257]

При экспоненциальном законе ослабления плотности потока нейтронов можно считать, что В в есть функция суммы пробегов b + l ro—Яэ). Плотность потока нейтронов Ф(г) свяжем с величиной общей утечки нейтронов из активной зоны реактора [c.323]

Рис. 43.12. Равновесная плотность потока нейтронов как функция энергии на различных глубинах в атмосфере на широте 44° [33]. Поток нейтронов у земной поверхности в области энергии 1—10 эВ претерпевает значительные флуктуации с изменением свойств почвы (например, при наличии или отсутствии влаги) и других трудно учитываемых локальных факторов

В 1949 г. для проведения различных исследований по нейтронной физике и других исследовательских работ в Советском Союзе был построен универсальный исследовательский тяжеловодный реактор ТВР, функции замедлителя и теплоносителя в котором выполняла тяжелая вода. В дальнейшем для тех же целей строились аналогичные по конструкции реакторы ТВР-С тепловой мощностью 7—10 тыс. кет с потоком медленных нейтронов до 6-10 нейтр/см -сек. [c.169]

Рис. 4.13. Степень восстановления свойств ВеО, облученной различными потоками, как функция температуры отжига. Для точек (2,5 ч- нейтрон/см величины

Распределение тепловых потоков по радиусу реактора описывается функцией Бесселя с коэффициентом неравномерности (отношение максимального значения к среднему), равным приблизительно 2,1. По оси реактора плотность нейтронов изменяется по синусоидальному закону при коэффициенте неравномерности около 1,48. Наличие воды в щелях между кассетами вызывает неравномерность (1,15) плотности нейтронов внутри каждой кассеты, причем максимум тепловыделения устанавливается в периферийных тепловыделяющих элементах кассет [1]. [c.42]

Рис. 2. Функция ослабления плотности потока тепловых нейтронов

Здесь / (е и, I, сь ) универсальная функция иластичпости, за-висяш,ая от интенсивности деформаций величины нейтронного потока I и аппроксимационных параметров [c.202]

Прежде всего интервал изменения угловых переменных строго фиксирован и угловая зависимость нейтронного потока внутри этого интервала в зн ачитель ной мере одинакова в различных задачах. Зависимость же потока от энергии и пространственной переменной совершенно различна, например, в небольшом реакторе на быстрых нейтронах и большом реакторе на тепловых. Тем не менее для ограниченного числа типов реакторов можно аппроксимировать энергетическую зависимость потока несколькими, возможно одним или двумя, членами разложения [4]. Кроме того, для систем с большими (в единицах средней длины свободного пробега) простыми зонами, таких, как голый гомогенный реактор, пространственное распределение нейтронов можно также аппроксимировать одной или двумя гармониками. Именно для таких систем пригодна асимптотическая теория реакторов. Хотя разложение нейтронного потока по простым энергетическим или пространственным функциям может оказаться приемлемым для некоторых специальных случаев, однако этот метод неприменим для изучения большого числа систем, для которых решение можно получить многогрупповым методом сферических гармоник. [c.135]

Для общего случая задач с энергетической зависимостью потока нейтронов интегральное ядро асимметрично даже для изотропного рассеяния, и оператор переноса нейтронов, как было показано, несамосопряженный. В этом случае соотношение между потоком нейтронов и сопряженной функцией определяется только уравнением (6.12). Далее будет показано (см. разд. 7.2.3), однако, что для тепловых нейтронов поток и сопряженная функция связаны простым соотношением, поскольку оператор переноса тепловых нейтронов может быть довольно просто приведен к почти самосопряженному виду. [c.205]

В настоящей главе рассмотрены временнйе задачи переноса нейтронов, в которых пространственными и энергетическими изменениями нейтронного потока нельзя пренебречь и эти изменения не могут быть описаны моделью точечного реактора (см. гл. 9). В разд. 9.2.3 показано, что хотя уравнения кинетики реактора (9.8) и (9.9) являются точными, они останутся чисто формальными до тех пор, пока не будет получена оценка форм-функции г ) (г, й, Е, t) для любого момента времени, достаточно хорошая для определения реактивности и других параметров реактора по уравнению (9.10). Известно, что в некоторых случаях форм-функция может быть аппроксимирована не зависящей от времени функцией, приводящей к точечной модели реактора, либо в более общем случае получена из адиабатического приближения. Иногда (г, й, Е, О можно рассчитать на основе квазистатического приближения. Сравнение этих трех приближений дано на примере в разд. 10.1.3, но сначала рассмотрим другие методы решения задач, в которых поток нейтронов зависит как от времени, так и от пространственных координат. [c.420]

X — длина релаксации потока нейтронов. Используя эту функцию и полагая Ва = 1 и se 0 = oo, из формулы (11.9) получаем [c.113]

Исследовательский реактор ИРТ (рис. 46) тепловой мощностью 2000 кет с максимальным потоком медленных(тепловых) нейтронов 2,3 0 нейтр1см сек относится к группе простых, надежно действующих и недорогих бассейновых водо-водяных реакторов, работающих на обогащенном уране-235. Активная зона его содержит около 4 кг ядерного горючего, выполнена из графитовых блоков со стержневыми трубчатыми тепловыделяющими элементами, имеет графитовый отражатель и расположена на дне открытого алюминиевого бассейна глубиной 7,8 м, окруженного защитным бетонным с.лоем и заполненного водой, выполняющей двоякую функцию — замедлителя нейтронов и теплоносителя, отводящего тепло из реактора в теплообменник. Первый реактор этого типа сооружен в 1957 г. в Институте атомной энергии в Москве. Двумя годам и позднее такой же реактор введен в эксплуатацию в Институте физики Академии наук Грузинской ССР в Тбилиси в да.льнейшем они были построены во многих других исследовательских центрах СССР (в Риге, Минске, Киеве и др.) и за пределами нашей страны. [c.169]

Окись алюминия. Влияние облучения на стабильность размеров AI2O3, вероятно, невелико. Уилер [217 1 измерил макроскопический рост монокристаллов сапфира после облучения потоком 2-101 нейтрон/см при 350° С. Изменения размеров не превышали 0,015%. В табл. 4.1 показано, как изменились размеры и некоторые физические характеристики AI2O3 в результате облучения. Мартин [143] также изучал действие нейтронного облучения при 30° С на синтетический сапфир. Увеличение размеров AljOa как функция потока нейтронов показано на рис. 4.1. При 1,46-10 нейтрон/см увеличение размеров составило только 0,048% вдоль оси с и 0,03% перпендикулярно к оси с (вдоль оси а). Таким образом, наблюдается некоторая анизотропия в изменении размеров, но не такая большая, как, например, в графите. Отжиг такого образца, как [c.143]

В табл. 4.2, откуда видно, что увеличение размеров является функцией доэы облучения и плотности образца, причем с увеличением плотности образцы увеличивают размеры в большей степени при равных дозах облучения. Например, Эльстон и Лаббе [77] облучали образцы ВеО плотностью 2,73 и 3,00 г/см потоком быстрых нейтронов 9-10 нейтрон/см при температуре ниже 100° С. Они обнаружили, что размеры образца с большей плотностью увеличивались почти вдвое по сравнению с образцом, имевшим меньшую плотность. [c.153]

Изменение механических свойств ВеО под действием облучения изучалось всеми исследователями, проводившими опыты с облучениями этого материала. Сообщалось, что модуль упругости ВеО плотностью 2,74 г/см уменьшается на 50% после облучения потоком быстрых нейтронов 6-10 нейтрон/см при температуре меньше 100° С, а при плотности 2,90 г/см — на 64% [76]. Таким образом, снова подтверждается вывод, что чем выше плотность ВеО, тем меньше ее устойчивость при облучении. Кларк [41, 43] подвергал ВеО облучению тепловыми нейтронами до 5 х X 10 ° нейтрон/см" и сообщил, что сопротивление изгибу и модуль Юнга существенно не изменялись. Эльстон и Лаббе [77] опубликовали, видимо, наиболее полные данные по изменению прочности на сжатие как функции температуры облучения, плотности вещества, потока нейтронов и температуры отжига. Их результаты представлены на рис. 4.12. Они сделали вывод, что сопротивление сжатию уменьшается с увеличением дозы облучения и что это уменьшение более резко выражено в ВеО большей плотности. Облучение при повышенных температурах (350° С) оказывало меньшее влияние на механические свойства. Потока быстрых нейтронов [c.162]

Скорость окисления является функцией потока нейтронов, давления и времени, прошедшего от облучения СО2 в нейтронном поле до контакта его с углеродом [52, 55]. Количество образующегося на поверхности образца СО (по реакции СО2 с углеродом) уменьшается с увеличением давления СО2, пока скорость реакции пе становится постоянной. Ее величина зависит от объема реакционной камеры и величины образца. Однако для СО2, облученного в порах графита, образование СО не зависит от давления вплоть до 4 атм [52]. При облучении в реакторе ВЕРО при давлении СО2ДО 2 ати и интегральных потоках до 3-10 нейтрон/см реакция СО2 с графитом была линейной функцией поглощенной энергии [c.194]

Термопары, которые являются составной частью приборов, испытывают особый тип радиационных повреждений, связанный с характером их работы. Будучи обычно металлическими, термопары считаются радиационностойкими в отношении физических и металлургических свойств, однако разогрев металла под действием излучения реактора может отрицательно влиять на индикаторную функцию термопар. Так как термопары используют для измерения температур, то радиационно индуцированное тепло может исказить показания термоэлектрических напряжений. Для устранения ошибочных показаний необходимо введение поправок, в частности, в тех случаях, когда для измерения температур лучше использовать термопары с компенсацией вместо термисторов. Некоторые измерения, произведенные с целью определения влияния излучения на спай термопары железо — константан, показали, что при облучении спая интегральным потоком 10 нейтрон 1см прправки малы. В других экспериментах [82] поправки практически не требовались и при интегральном потоке [c.416]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...