Нейтронов перенос

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]

Неймана — Лиувилля ряд 338 Нейтронов перенос 189, 195, 210, 226, 238, 256, 322—324, 334, 341, 342, 367, 394, 399, 402, 440, 448 [c.490]

Энергетический спектр нейтронов в реакторе зависит от пространственной координаты, т. е. он неодинаков в разных компонентах активной зоны и, в частности, зависит от расстояния до центра активной зоны, близости к отражателю, регулирующим органам и т. д. Пространственно-энергетическое распределение нейтронов в реакторе определяется уравнением переноса, решение которого в общем случае — очень сложная задача (см, гл. IV). [c.16]

Для практических расчетов защиты реактора часто достаточно знать усредненный по пространству спектр плотности скалярного потока нейтронов в активной зоне или связанный с ним интегральный спектр потока нейтронов Фо( ) = гФо(г, ). В первом приближении этот спектр можно считать близким к гипотетическому спектру соответствующей бесконечной однородной среды того же состава, что и усредненный состав активной зоны. Таким образом, при этом пренебрегают конечностью размеров активной зоны и влиянием отражателя. Уравнение для спектра в бесконечной среде о( ) получается при интегрировании уравнения переноса по всем пространственным и угловым переменным (см. 4. 1) [c.16]

Работа ядерной энергетической установки связана с переносом тепла от твэлов к устройствам, воспринимающим тепло. Среда, осуществляющая перенос тепла, называется теплоносителем. В качестве теплоносителя широко применяют обычную воду и двуокись углерода. Большое место в будущем отводится реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Для охлаждения реакторов используют также тяжелую воду, органические теплоносители, а иногда гелий. [c.86]

При рассмотрении процесса переноса нейтронов в среде учитывается, что времена, характерные для взаимодействия нейтрона с ядрами среды, значительно меньше его периода полураспада. Поэтому нейтрон в данном случае считается долгоживущей и устойчивой частицей. [c.1100]

Применение метода сферических гармоник при расчетах теплообмена излучением в диффузионном приближении. Эффективным средством решения уравнения переноса является метод сферических гармоник. Этот метод достаточно хорошо разработан в приложении к решению кинетического уравнения переноса нейтронов. Запишем уравнение переноса излучения в предположении, что процесс является стационарным и рассеянием можно пренебречь, излучение серое. Кроме того, предположим, что излучение находится в локальном термодинамическом равновесии и, следовательно, спонтанное испускание излучения зависит только от локальной температуры Т. Тогда [c.175]

Частичный выход найден в том, что с помощью облучения нейтронами или закалки с высоких температур в материал вводят только точечные дефекты. Анализируя затем, как изм еняются при нагреве физические свойства таких облученных либо закаленных материалов, устанавливают температурные интервалы, кинетику и энергию активации процессов ухода таких точечных дефектов, а затем переносят эти данные и на деформированные материалы. [c.301]

На втором этапе после удаления активированного экрана из пучка нейтронов осуществляется его авторадиография — перенос изображения на фотографический материал. Данный способ регистрации нейтронных изображений позволяет практически исключить воздействие на детектор фонового v-излучения. Его целесообразно применять в случае большого количества такого излучения за исследуемым объектов, например, при контроле радиоактивных изделий. [c.339]

При прямой экспозиции экран-преобразователь по отношению к источнику нейтронов можно располагать как перед детектором (передний экран), так и за ним (задний экран). В ряде случаев одновременно применяют оба экрана. При получении изображения способом переноса используют только один экран. [c.339]

Перенос кинетической энергии посредством рассеяния имеет место при получении потока медленных нейтронов. Быстрые нейтроны, образованные в результате деления, совершают последовательные упругие соударения. При этом их кинетическая энергия понижается до уровня, при котором нейтрон с большей вероятностью способен на деление, чем на захват (без деления). Лучшими замедлителями служат легкие элементы. Наибольшей замедляющей способностью обладает водород. Однако применение его как замедлителя в ядерных реакторах ограниченно, так как он сильно поглощает нейтроны. В этом отношении лучшими являются дейтерий, масса которого равна 2, и углерод, масса которого равна 12. В лабораторных условиях, впрочем, для замедления нейтронов постоянно пользуются водородом в виде предельного углеводорода. [c.105]

Основная проблема, связанная с реакцией ядерного синтеза, состоит в разработке технологии, способной удерживать газ заряженных частиц, плазму при температуре порядка многих миллионов градусов в течение довольно длительного времени для того, чтобы высвободить нужное количество энергии, в то время как плазма находится в изолированном состоянии. Известны два способа, с помощью которых управляют этим процессом метод магнитных полей и метод удерживания атомов тяжелого водорода с помощью мощных лазеров. Первый метод имеет несколько вариаций, из которых наиболее известна токамак [слово тока-мак составлено из первых слогов русских слов тороидальный (то), камера (ка) и магнитный (мак)]. Этот метод представляет собой наиболее легкий путь осуществления ядерного синтеза, в котором участвуют дейтерий и тритий и который протекает в удерживаемой с помощью магнитных полей плазме при температуре более 100 млн. °С. Конечными продуктами реакции синтеза являются ионы гелия (Не ) и нейтроны. Около 80% высвобождаемой в результате синтеза энергии приходится на нейтроны. Высокая кинетическая энергия этих частиц должна быть преобразована в тепло и использована для расширенного. воспроизводства трития путем абсорбции энергии в слое лития. Системы переноса тепла и преобразования в тепло, которые являются следующей ступенью, аналогичны используемым в ядерных реакторах деления. При осуществлении второго метода лазерный луч направляют на скопление атомов дейтерия-трития с разных [c.230]

Вследствие своей низкой стоимости вода сейчас широко используется как эффективная теплопередающая среда, замедлитель и защита в реакторах различного типа. Наряду с этими полезными функциями имеют место и другие процессы. В первичных процессах передачи тепла от источника к потребителю вода переносит твердые вещества и газы от реактора к другим частям системы. Основной процесс замедления нейтронов сопровождается захватом нейтронов и протонов, в результате чего образуются нежелательные радиоактивные примеси. Использование воды для поглощения энергии излучения связано с реакциями диссоциации. Наконец, вода химически реагирует практически со всеми материалами, которые могут быть использованы в реакторах. Систематическое рассмотрение этих процессов, свойств воды и других реакторных материалов, их применение для проектируемых водяных реакторов и находящихся в эксплуатации составляют основу современной технологии водного теплоносителя реактора. [c.7]

Активированная смазывающе-охлаждающая жидкость позволяет определить, при каких условиях обработки металлов охлаждающая жидкость может достигнуть вершины инструмента. При активации обрабатываемой детали устанавливаются условия переноса металла с обрабатываемой детали на инструмент в зависимости от режимов резания и применяемых смазывающе-охлаждающих жидкостей. Для количественного изучения износа инструмента режущая пластина активируется путем облучения нейтронами и резание производится радиоактивным инструментом. При этом основная часть продуктов износа резца переходит на стружку, по радиоактивности которой устанавливается объем изношенной части режущего инструмента. Чтобы определить количество продуктов износа пластины резца, переходящих на стружку, на изделие, в смазывающе-охлаж-дающую жидкость и окружающую среду, применяется эталонирование. [c.94]

Сторонние проникающие частицы и образованные ими каскады, кроме того, создают локальную ионизацию, что влияет на те процессы в изоляторах и проводниках, которые зависят от зарядового состояния — отжиг, диффузию, образование вакансионных кластеров и центров окраски. Следовательно, для того чтобы успешно проводить исследования изменений свойств реакторных материалов под облучением и находить пути к минимизации этих изменений, прежде всего необходимо знать, как тяжелая частица отдает свою энергию, двигаясь в веществе. В частности, нужно обладать теоретическими и экспериментальными методами определения распределения пробегов проникающих ионов и энергии, вложенной в движение атомов материала — мишени, поскольку именно этими величинами определяется концентрационный профиль точечных дефектов. Мы остановимся здесь на кинетическом подходе к описанию каскадов [25—30], в основу которого положены методы, развитые в теории переноса нейтронов, поскольку, во-первых, с помощью этого подхода в настоящее время разработаны программы расчета с необходимой (10—15%) точностью концентрационных профилей радиационных повреждений [31, 32) и, во-вторых, он далеко не исчерпал себя как в смысле повышения точности, так и в смысле увеличения композиционной сложности материалов, доступных исследованию. Дополненный расчетами спектров ПВА, образованных различными [c.46]

Представляют несомненный интерес также разработанные сравнительно недавно вариационные принципы решения уравнения переноса излучения (Л. 33, 34], обстоятельный анализ сходимости которых дан в [Л. 33]. В одномерных астрофизических задачах и особенно в задачах нейтронной физики [Л. 30, 327, 328] для решения уравнения переноса с успехом применяется метод сферических гармоник. Аналогичная этому методу идея замены интегро-дифференциального уравнения переноса системой дифференциальных уравнений используется в методе моментов [Л. 35, 331—333]. [c.111]

Следует указать еще на одну важную область использования аппарата сопряженных уравнений переноса тепла и функций ценности тепловых источников. Речь идет об оптимизации характеристик теплофизической системы на основе использования функционалов теории возмущений. Подобно тому, как это делается в нейтронной физике [1, 72, 98], в теплофизических исследованиях функционалы теории возмущений позволяют в наиболее общем виде сформулировать алгоритмы решения вариационных задач на поиск оптимальных распределений тех или иных параметров системы. Остановимся на этом подробнее. [c.112]

При всей своей очевидности и простоте такой подход из-за громоздкости непригоден для описания мощных перспективных преобразователей, содержащих десятки сотен и тысячи. ЭГЭ. Здесь гораздо выгоднее с самого начала отказаться от алгебраических уравнений теории электрических цепей и попытаться воспользоваться для моделирования характеристик преобразователей дифференциальными уравнениями электродинамики сплошных сред. При этом сразу открывается возможность распространения и переноса на электротехнические задачи ряда идей и методов, хорошо развитых и плодотворно используемых в нейтронной физике (идея гомогенизации, методы функций ценности, теории возмущений и т. т.), а также возможность применения наиболее универсальных алгоритмов и создания унифицированных машинных программ для комплексной оптимизации нейтронно-физических, теплофизических и электрофизических процессов в активных зонах реакторов-преобразователей. [c.138]

На рисунке показаны результаты расчетов токов вклада в активацию натрия второго контура. Для удобства анализа результаты расчета представлены графически в виде каналов с одинаковыми токами вкладов, которые показывают пути переноса нейтронов из области источника в теплообменник. На рисунке хорошо видны пути наиболее интенсивных переносов нейтронов, и в частности заметен путь через зоны 7 и 5, который совпадает с путем циркуляции натрия первого контура. В зонах 7 и 5 объем защитного материала не может быть увеличен из-за требований, связанных с гидравликой циркуляции натрия первого контура, и поэтому можно рекомендовать использовать в зоне 5 материал, более эффективный по защитным свойствам, чем сталь. [c.271]

Перечисленным требованиям удовлетворяет развитый в [1—3] способ решения уравнения переноса, основанный на использовании модифицированного транспортного приближения и метода спектральных приближений. Плотность столкновений нейтронов от плоского изотропного моноэнергетического источника в среде произвольного состава имеет вид [c.292]

В настоящей работе для определения источников ЗГИ в однородной среде от точечного изотропного источника нейтронов предлагается использовать решение уравнения переноса в диффузионно-возрастном приближении, уточненное путем расчета диффузионно-возрастных параметров методом Монте-Карло. Указанное приближение приводит к следующему обобщенному выражению для пространственно-временного распределения источников ЗГИ q (г, t) от моноэнергетического источника нейтронов [c.307]

При проектировании защиты реактора пользуются разными методами расчета, различающимися как трудоемкостью, так и точностью. Строгое решение задачи возможно лишь с помощью последовательного решения уравнений переноса нейтронов и у-квантов. Однако эти уравнения достаточно точно удается решить лишь для достаточно простых геометрических конфигураций активной зоны и защиты, в основном одномерных (см. гл. IV). Поэтому в практических расчетах. защиты реакторов наряду с решением уравнений переноса излучения применяют н различные приближенные методы, которые можно разбить на две группы полуэмпирнческие, основанные на использовании экспериментальных или теоретических данных, и методы, использующие низкие приближения уравнения переноса. На основе этих приближенных методов в ряде случаев удается проводить практические расчеты даже вручную, и, кроме того, их можно довольно просто реализовать на ЭВМ. Достаточно строгое решение уравнения переноса в основном используется для определения погрешности приближенных методов и при проведении расчетов для самых ответственных направлений, где это позволяют геометрические условия задачи. [c.48]

Возможен также комплексный подход, включающий одно- временный расчет поля нейтронов в активной зоне и защите. При этом в разных зонах можно использовать различные приближения уравнения переноса, скажем в активной зоне Ярпри-ближение, а в защите — Л-приближеняе более высокого порядка. [c.55]

Радиоактивность, которая наблюдается у изотопов, встречающихся в естественных условиях, получила название естественной радиоактивности, а радиоактивность изотопов, полученных искусственным путем (через соответствующие ядерные реакции), называется искусственной радиоактивностью. Однако эти названия теперь больше отражают лишь способ получения радиоактивного изотопа. Принципиальной разницы между этими видами радиоактивности ие существует, так как свойства изотопа не зависят от способа его образования. Понятие о радиоактивности иногда переносится и на взаимоиревращаемость элементарных частиц — нейтронов, мезонов, гиперонов. [c.200]

Используя закономерности прохождения заряженных частиц, рептгеновских или у-лучей и нейтронов через вещество ( 4, 5), рассчитываются сооружения защитных устройств в виде стен и экранов. Изготовляются специальные защитные устройства щипцы и манипуляторы, вытяжные шкафы, контейнеры для хранения и переноса радиоактивных веществ, спецодежда, фартуки, перчатки и др. Большое значение имеет исслёдовйние свойств защитных материалов (свинец, бетон, сталь, железо, чугунный кирпич, вода, вольфрам, свинцовое стекло и т. д. для защиты от 5-излучения применяются алюминий, плексиглас и др.). [c.218]

Метод переноса изображения применяют при нейтронной радиографии и ксерорадиографии (электрорадиографии). В первом случае скрытое изображение получают на промежуточном металлическом активируемом экране, размещенном за изделием в нейтронном потоке. После этого скры- [c.307]

Методы переноса изображения Нейтронная радиография Ядерные реакторы, генераторы нейтронов радиоактивные источники Активируемые зкр аны-преоб-разователи и радиографиче-.ские пленки Радиоактивные изделия. Изделия из легких материалов, расположённые за оболочками из тяжелых металлов. Композиционные материалы Нечувствительность метода к сопутствующему излучению, источником которого является изделие или окружающие предметы. Возможность обнаруживать различные изотопы одного и того же элемента. Прозрачность для нейтронов тяжелых металлов и непрозрачность легких материалов Громоздкость радиографического оборудования при использовании выведенного из ядерного реактора потока нейтронов. Малая плотность потока нейтронов у генераторов, что ограничивает создание передвижных устройств [c.308]

Регистрация нейтронного изображения способом переноса осуществляется в два этапа. На первом этапе изображение получают на экране из материала, способного активироваться под действием нейтронов. Такой экран располагают за исследуемым объектам в пучке нейтронов и экспонируют до получения заданной активности. Полученное изображение представляет собой распределение возникших в материале экрана радиоактивных ядер, количество которых, приходящееся на единицу гглощади поверхности экрана, прямо пропорционально плотности потока приходящих нейтронов. [c.339]

Метод переноса изображения Нейтронная радиогра- фия п-Излучение Металлические активируемые экраны > Радиогра- фические пленки [c.25]

Метод переноса изображения применяется при нейтронной радиографии, когда скрытое изображение получают на промежуточном металлическом активируемом экране, размещаемом за изделием в нейтронном потоке. Полученное на экране скрытое изображение переносят на радиографическую пленку, прикладывая ее к металлическому экрану. Метод переноса изображения, в котором в качестве промежуточного носителя скрытого изображения используют электрически заряженные полупроводниковые пластины, помещенные за объектом в пучке ионизирующего излучения, а в качестве регистратора видимого изображения — обычную бумагу, на которой изображение проявляется с помощью сухих красящих веществ, получил название ксеро- или электрорадиографии. [c.28]

Наиболее обстоятельно проблема решения уравнения переноса излучения с соответствующими граничными условиями к нему анализировалась применительно к задачам астро- и геофизики [Л. 1, 6, 22], а также нейтронной физики Л. 30, 327, 328]. Однако в связи с упомянутыми математическими затруднениями авторам этих исследований пришлось ограничиться одномерными схемами (плоские слои среды) и ввести ряд других допущений. Достаточно полно теоретические основы переноса излучения в одномерных схемах, разработанные на базе уравнения переноса, изложены в работе Хопфа [Л. 326]. [c.111]

Уменьшить скорость коррозии металлов в натрии и снизить эффективность переноса можно путем введения в него ингибиторов. Ингибитор хорошо растворим в натрии и имеет низкое сечение захвата нейтронов. Радиоизотопы вещества, являющегося ингибитором, не обладают больщой активностью. Свободная энергия образования окисла ингибитора больше, чем окисла натрия. При добавлении в натрий 1% бария скорость переноса, в случае использования аустенитной нержавеющей стали при температуре 538—472° С, снижается в 17 раз, при добавлении 1% стронция она снижается в 12, а кальций при введении 1% — в 10 раз. Скорость переноса отдельных изотопов при добавлении в натрий 1 % бария уменьшилась следующим образом Со в семь раз, г — в 20 раз. Ре — в 120 раз и Мп — в 650 раз. Для успешного применения бария в качестве ингибитора необходимо разработать простую технологию удаления окиси бария, образующейся в системе. Опыт работы с натриевыми контурами показал, что при нормальных условиях эксплуатации и низком содержании кислорода в натрии (0,001—0,01%) перенос вещества не вызывает больщих затруднений в работе атомных установок. Потребность в ведении ингибитора может возникнуть лишь в системах, работающих длительное время в условиях, ускоряющих перенос вещества. [c.48]

Для демонстрации возможностей описанной выше модификации программы ММК22 в работе приведена часть результатов по исследованию путей наиболее интенсивного переноса нейтронов в область теплообменника через противоактивационную внутрикорпусную защиту реактора на быстрых нейтронах с ин- [c.270]

В приложениях теории замедления нейтронов к задачам, связанным с изучением состава вещества (например, в ядерной геофизике), сохраняется актуальность аналитического решения уравнения переноса нейтронов в однородной безграничной среде. К методике решения предъявляются жесткие требования много-компонентность среды и широкий диапазон изменения водородо-содержания, корректный учет неупругого рассеяния при высокой энергии нейтронов (до 14 МэВ), резонансной структуры сечений, угловой анизотропии, поглош.ения нейтронов в реакциях с вылетом заряженных частиц. [c.292]

Решение уравнения переноса излучения в защитах реакторов с помощью AWLM— № 1.0-схемы (263). Применение метода Монте-Карло для расчетов токов вкладов в защите реакторов (268). Весовые функции усреднения групповых констант (272). Учет воздушных полостей в защите реакторов в рамках метода выведения — диффузии (278). Особенности формирования поля быстрых нейтронов, рассеянных от стенок прямого канала (282). Потребности в ядерных данных в задачах расчета биологической защиты (286). Аналитическое описание замедления резонансных нейтронов (292). Поля замедлившихся нейтронов и вторичного v-излучения в прямом бетонном канале с источником быстрых нейтронов на входе (296). Функции влияния поглощающего цилиндрического источника (299). Расчет источников захватного Т Излучения в однородной среде и у границы раздела двух сред комбинированным методом (307). Квазиальбедо нейтрон — V-квант (309). Ковариационные матрицы погрешностей для элементов конструкционных и защитных материалов ядерно-технических установок (311). Скайшайн нейтронов н фотонов. Обзор литературы (320). [c.336]

В качестве первого приближения процесс переноса тепловых нейтронов в слабо поглощающих средах можно считать процессом диффузии. Однако диффузия нейтронов имеет свои специфические особенности. Количество нейтронов в единице объема, или плотность нейтронов, п сравнительно мало. Для потока нейтронов нейтр1см сек плотность нейтронов 4,5 10 нейтр1см , что соответствует глубокому вакууму [c.63]

Если продолжить касательную к кривой распределения потока нейтронов Ф(х) до пересечения с осью х (рис. 2-3), то отрезок, отсекаемый касательной (длина энстра)поляции), будет равен AB=i2D =Dfan. Вблизи границы раздела поглощающей среды с вакуумом теория диффузии условно применима, однако расчеты, основанные на решении уравнения диффузии, близки к расчетам по точной теории переноса. Например, точная теория переноса нейтронов дает величину длины экстраполяции, [c.66]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...