Замедлитель нейтронов

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]

По типу замедлителя нейтронов различают реакторы с графитовым, бериллиевым, водяным, тяжеловодным, органическим и гидридным замедлителем. [c.10]

Для того чтобы увеличить множитель р, т. е. уменьшить поглощение нейтронов ядрами применяется замедлитель нейтронов. Известно, что эффективное сечение деления ядер тепловыми нейтронами (с кинетической энергией — 0,025 эв) составляет — 590 барн. С возрастанием энергии уменьшается, [c.311]

В качестве замедлителя нейтронов наиболее эффективно используются графит тяжелая вода DjO и некоторые соединения бериллия. [c.312]

Чтобы устранить вредную роль резонансного захвата, можно применить в качестве замедлителя другое вещество с малой массой, с очень малым сечением радиационного захвата и большим сечением рассеяния. Разбавление урана замедлителем с такими свойствами должно заметно снизить роль резонансного захвата (так как при столкновении с легкими ядрами замедлителя нейтрон будет терять свою энергию большими порциями, чем при столкновениях с тяжелыми ядрами урана), в результате чего гораздо большая часть нейтронов будет благополучно замедляться до тепловых энергий. Тем не менее, если смесь урана с замедлителем однородна, роль резонансного захвата остается довольно большой, так как нейтрон любой промежуточной энергии (в том числе и резонансной) всегда может встретить на своем пути ядро 92U и поглотиться им без деления. [c.384]

Энергетический спектр нейтронов деления для изотопа приведен на рис. 9.7. Такого рода спектры сходны для всех делящихся изотопов имеется сильный разброс по энергиям, причем основная масса нейтронов имеет энергии в области 1—3 МэВ. Возникшие при делении нейтроны замедляются, диффундируют на некоторое расстояние и поглощаются либо с делением, либо без него. В зависимости от свойств среды нейтроны успевают до поглощения замедлиться до различных энергий. При наличии хорошего замед- лителя основная масса нейтронов успевает замедлиться до тепловых энергий порядка 0,025 эВ. В этом случае цепная реакция называется медленной, или, что то же самое, тепловой. При отсутствии специального замедлителя нейтроны успевают замедлиться лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ, так как все делящиеся изотопы — тяжелые [c.569]

С другой стороны, наоборот, став тепловым в замедлителе, нейтрон должен для участия в цепной реакции продиффундировать, не поглотившись в чистом замедлителе, до его границы. Поэтому коэффициент теплового использования / в гетерогенной среде ниже, чем в гомогенной [c.575]

В настоящее время атомные электростанции с реакторами, типа ВВЭР-получили распространение во многих странах мира. Использование обычной воды в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов значительно упрощает технологическую схему активной зоны реактора. [c.170]

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт имеет канальный уран-графитовый реактор на тепловых нейтронах с водным теплоносителем и графитовым замедлителем нейтронов. Тепловая мощность реактора равняется 30 МВт. [c.180]

Использование обычной воды в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов значительно упрощает технологическую схему активной зоны реактора. [c.163]

Окись бериллия обладает высоким коэффициентом замедления тепловых нейтронов, поэтому керамика на ее основе применяется для ядерных высокотемпературных реакторов в качестве замедлителя нейтронов. Керамика на основе двуокиси циркония [c.60]

Рис, 21. Возможная схема реактора- бомбы , в котором раскаленный расщепляющийся газ — плазма — индуцирует электрические токи в катушках X и Y 1 — огнеупорное покрытие толщиной около 13 мм (температура внутренней поверхности 3000° С) 2 — алюминиевые баки 3 —бетонное ограждение 4 — критическая зона (6000° С) 5 — тяжелая вода (отражатель и замедлитель нейтронов), заполняющая пространство между баками 6 — регулирующие стержни 7 — фронт ударной волны 8—ионизированный газ 9 — преследующий газ [c.69]

Вещество-замедлитель должно состоять из относительно легких атомов. При столкновении нейтрона с ядром тяжелого химического элемента он не потеряет много энергии, но при столкновении с ядром примерно того же веса (например, с ядрами водорода или гелия) энергия нейтрона значительно изменится. Так, например, когда нейтрон сталкивается с неподвижным ядром водорода (протоном), его энергия делится поровну между этими частицами. Конечно, атомы замедлителя не являются неподвижными, а находятся в непрерывном тепловом движении и имеют среднюю энергию, которая в зависимости от рабочей температуры конкретного реактора находится в диапазоне от 0,05 до 0,1 эВ. В результате неоднократных столкновений с ядрами замедлителя нейтроны приобретают энергию того же порядка, то есть устанавливается тепловое равновесие между нейтронами и ядрами замедлителя в среднем нейтроны приобретают столько же энергии, сколько и теряют при столкновении с ядрами. Отсюда и название тепловой для реактора, в котором расщепление инициируется в основном такими тепловыми нейтронами. [c.77]

В ядерно-энергетических установках с реакторами, в которых теплоносителем и замедлителем нейтронов является вода, иониты имеют широкое применение для следующих целей [c.235]

Газовые теплоносители используются и в некоторых реакторах, в которых замедлителем нейтронов служит тяжелая вода А-1 — в Чехословакии, EL-4 — во Франции, KKN — в ФРГ и др. [c.156]

Тяжелая вода в качестве замедлителя нейтронов позволяет наиболее полно использовать потенциальные возможности природного урана — горючего наиболее дешевого топливного цикла в реакторах на тепловых нейтронах, снижающего себестоимость электроэнергии. В литературе имеются сведения более чем по 30 АЭС с тяжеловодными реакторами, разрабатывающимися в различных странах (табл. 27). [c.165]

В качестве замедлителя нейтронов могут быть использованы и другие тугоплавкие окислы металлов, такие, например, как окиси алюминия, магния и кремния, однако в этом случав потребуется ядерное топливо с повышенным содержанием урана-235 или плутония-239. [c.70]

Особенности Р.-р. определяются взаимодействием быстрых нейтронов с материалами активной зоны. Сечения деления для быстрых нейтронов существенно ниже (на 2 порядка), чем для тепловых. В результате критическая масса значительно больше, чем для тепловых реакторов (в тех же размерах). Чтобы снизить уд. затраты на ядерное горючее, замороженное в критич. массе, необходимы высокие плотности тепловыделения ( - 1000 кВт/л). Для столь интенсивного отвода тепла из реактора в качестве теплоносителя применяется жидкий Na (вода исключается, т. к. является замедлителем нейтронов). Недостаток Na — высокая хим. активность при взаимодействии с водой или кислородом воздуха, что может негативно проявляться при аварийных ситуациях. [c.298]

Металлический бериллий (температура плавления 1283 °С) используют в атомных реакторах в качестве отражателя и замедлителя нейтронов, оболочки ТВЭЛов (сплавы с магнием), отдельных деталей конструкций. [c.235]

Радиационная устойчивость. Оксид бериллия в большей степени, чем какой-либо керамический материал, обладает способностью рассеивать нейтроны. Именно эта способность и определила применение оксида бериллия в атомных реакторах в качестве замедлителей нейтронов. Под воздействием радиоактивного излучения вследствие смещения ионов и возникновения дефектов в кристаллической решетке происходит изменение некоторых физических и теплофизических свойств ВеО. В результате облучения меняется гексагональная решетка, причем отношение осей с/а увеличивается с 1,622 до облучения до 1,627 после облучения, при этом наблюдается удлинение образца на 0,1—0,2%. Наиболее заметно снижаются у облученного ВеО теплопроводность (на 30—50%) и прочность (до 80% первоначальной). После термической обработки первоначальные свойства спеченного ВеО почти полностью восстанавливаются. [c.136]

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]

Турбины атомных судовых энергетических установок. В качестве атомных энергетических установок (АСЭУ) на транспортных судах нашли применение двухконтурные установки с водо-водяными реакторами давления (ВВРД). В первом контуре такой установки циркулирует вода под давлением, которая служит как замедлителем нейтронов, так и теплоносителем. Эта вода, нагретая в реакторе, поступает в специальный теплообменник — парогенератор, где происходит образование насыщенного или слегка перегретого пара из воды второго контура. Для обеспечения температурного перепада между контурами давление воды на выходе из реактора должно быть на 3—10 МПа выше, чем давление пара на входе в турбину [39]. Таким образом, повышение начального давления пара связано с трудностями создания реактора, надежно работающего под большим давлением. Обычно в судовых конструкциях начальные параметры пара давление 3—4 МПа, температура 240 310 °С, что наряду с отсутствием регенеративных отборов пара приводит к пониженным значениям термического КПД. [c.156]

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]

Однако нашлись доказательства и поубедительней. В 1940 году немцы дали указание норвежской фирме Норск Хайдро в десятки раз увеличить выпуск тяжелой воды на имеющемся у нее заводе. К началу 1942 года требования о поставке такой воды возросли втрое. Поскольку тяжелая вода — прекрасный замедлитель нейтронов, необходимый для работы атомного реактора,— это уже было серьезным доказательством. Сочувствовавший Англии инженер Норск Хайдро специально ездил в Германию, где ему удалось точно выяснить, что вода предназначается именно для ядерных исследований. [c.203]

В быстрых реакторах, естественно, отсутствуют замедлители нейтронов что делает активную зону весьма компактной. Такой реактор мощностью в 250 МВт имеет актавную зону величиной с ведро, в то время как для производства той же энергии активная зона первых гра-фито-газовых реакторов была размером с дом (рис. 29). При таких огромных удельных мощностях в активной зоне быстрых реакторов (сотни мегаватт на кубический метр) для отвода тепла лучше всего использовать быстро циркулирующие жидкости. Самыми подходящими из них оказались жидкие натрий и калий. Изучаются возможности применения для этих целей и расплавленных солей. Высказывалась идея и об использовании жидкой смеси теплоносителя с расщепляющимся топливом, циркулирующей под действием насоса. Однако при этом возникли трудности по обеспечению обслуживающего персонала надежной биологической защитой. [c.86]

Каролина-Вирджиния , имеющего стерженьковые твэлы [15]. Теплоносителем и замедлителем нейтронов в нем служит тяжелая вода, в реакторе поддерясивается нейтральный водный режим. Рис. 2.6 иллюстрирует падение расхода теплоносителя в процессе работы реактора. Измерения свидетельствуют о том, что падение давления в большей степени связано с каналами в активной зоне, чем с трубками во внешней части контура. Как [c.26]

Спектр нейтронов. Рождающиеся при делении нейтроны имеют энергетический спектр, даваемый уравнением (5.16). В реакторах, использующих воду в качестве замедлителя, нейтроны теряют свою энергию при столкновении с ядрами замедлителя до тех пор, пока их энергия не станет близкой к тепловой. Поэтому полный поток нейтронов состоит из тепловой, промежуточной (или эпитепловой) и быстрой групп. К группе быстрых нейтронов принято относить нейтроны с энергией выше 0,625 эв . Энергетическое распределение нейтронов тепловой группы зависит от температуры среды. Для нейтронов, достигших полного теплового равновесия, энергетическое заспределение, как и в идеальном газе, подчиняется закону Больцмана—Максвелла. Наиболее вероятная энергия нейтрона равна kT, где k — постоянная Больцмана, а Т — абсолютная температура. Ниже приведены энергия и скорость нейтронов в зависимости от температуры [c.127]

Практические данные по осуществлению противокоррозионных мероприятий. Для иллюстрации отдельных высказанных выше положений по осуществлению водного режима и других способов предупреждения коррозии оборудования реакторных установок с водяным охлаждением следует рассмотреть ряд наиболее характерных примеров. Первый из них касается Шиппингпортской атомной электростанции (США). На этом объекте вода высокой чистоты под давлением 140 ат используется как теплоноситель и замедлитель нейтронного потока. Трубопроводы, клапаны, насосы и омываемые водой поверхности [c.303]

С плотность 1,1060 (11,23 С). Используется как замедлитель нейтронов и теплоноситель в атомных реакторах и для приготовления меченых соединений, используемых в качестве радиоактивных индикаторов. Перекись водорода (HjOu) — голубоватая жидкость [c.367]

В энергетических реакторах канального типа с электрической мощностью от 100 до 2000 МВт в качестве замедлителя нейтронов используется графит, а теплоносителем является пар. Генерация и перегрев пара в этих реакторах осуществляются с помощью тепловыделяющих элементов в отдельных каналах, число которых составляет от 1000 до 17 000 (рис. 2.3). Активная зона реакторов имеет цилиндрическую форму диаметром от 7000 до 15 000 мм и высотой от 6000 до 8000 мм. Усилия от веса каналов, графитовой кладки и защиты передаются на верхнюю и нижнюю сварные плиты высотой 600-н2000 мм, изготовленные из листовой низколегированной стали в виде перекрестных балок со сплошным или несплошным покрытием и системами герметизации. При эксплуатации эти плиты подвергаются действию статических весовых и повторных тепловых нагрузок. Корпус боковой защиты, практически не подвергается давлению. [c.24]

Первые проработки ядерных ГТУЗЦ были опубликованы фирмой Эшер Висе в 1945 г. и относились к установкам мощностью 20 МВт. В схеме установки предусматривались промежуточный и концевой охладители воздуха и регенератор. В качестве рабочего тела предполагалось использовать смесь гелия и углекислоты, а в качестве замедлителя нейтронов -г- графита. Диаметр корпуса [c.84]

Как будет показано, активная зона высокотемпературного ядерного реактора может быть выполнена из тугоплавких окислов металлов в виде шаровой насадки, служаш,ей одновременно в качестве тепловыделяюш,их элементов и замедлителя нейтронов. Для предотвраш,ения радиационного захвата нейтронов ядрами урана-238 (который становится особенно интенсивным при энергии нейтронов -7 эВ) сравнительно небольшие сферические частицы (радиусом несколько десятых долей миллиметра) деляш е-гося вещества (UO2) — микротвэлы (керны) — размещаются внутри шаров из тугоплавкого окисла металла (ВеО, MgO, AI2O3), служащего замедлителем нейтронов. Оболочка из тугоплавкого окисла металла выполняет также важную роль по предотвращению выхода осколков деления ядер наружу — в теплоноситель — и радиоактивного загрязнения последнего. Двухслойная структура шара (из двуокиси урана и тугоплавкого окисла металла) может быть обеспечена двух стадийной формовкой (например, прессованием). [c.67]

В будущем развитие атомных ПГТУ будет связано, по-видимо-му, с применением высокотемпературных бридерных реакторов (с воспроизводством ядерного горючего), работающих на быстрых нейтронах (без замедлителя). В этих реакторах в активной зоне содержится обогащенное ядерное горючее (уран-235, плутоний-239) вокруг активной зоны располагается зона воспроизводства, содержащая природный уран или торий, из коюрых вырабатывается соответственно плутоний-239 и уран-233 — новое ядерное горючее. Активная зона и зона воспроизводства высокотемпературных ядерных реакторов-бридеров могут быть выполнены также в виде шаровой насадки из двуокиси урана или тория аналогично тому, как это выполняется в реакторе с замедлителем нейтронов. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего в реакторах-бридерах может достигать значений 1,7—1,8 и более. [c.130]

Д. служит меченым стабильным индикатором при проведении разл. хим., биохим. и др. исследований. Тяжёлая вода D2O представляет собой лучтиий из известных замедлителей нейтронов. В водородных бомбах используется гидрид лития LiD при взрыве водородной бомбы протекают термоядерные реакции [c.577]

Малое сечение захвата тепловых нейтронов (1,38х X10 м ) позволяет использовать И. как конструкционный материал в атомной промышленности. Из сплавов Y с Be и.зготовляюг отражатели и замедлители нейтронов, работающие при темп-рах св. 1000 °С. Добавление И. к алюминиевым сплавам повышает их прочность. Примесь 1% И. в стали существенно повышает её устойчивость к окислению, добавка И. к ванадию улучшает его пластичность. И. входит в состав ра. зл. люминофоров, в т. ч. кооперативных люминофоров и красных люминофоров для цветного телевидения. Иттриевые ферриты используют в радиоэлектронике. Мя. соединения И. являются лазерными материалами. Из искусств, радионуклидов И. наиб.. эначегп1е имеют fi -радиоактивные Y ( i/j=64,4 ч) и Y (7 i/j = 58,51 сут), содержащиеся в продуктах деления, а также получаемый на циклотроне Y (элект-ролпый захват ц р+-раснад, 71/ = 106,6 сут). [c.226]

Схема лазера с ядерной на-качкой 1 — импульсный реактор 2 — замедлитель нейтронов 3 — т11убка с рабочим газам 4 —зеркала. [c.552]

В Р.-р. отсутствуют вещества-замедлители нейтронов (упругое рассеяние), Однако нек-рое замедление нейтронов всё же происходит за счёт гл. обр. неупругого рассеяния. Поэтому энергётЯч. спектр нейт- [c.298]

У. образует с др. элементами твёрдые соединения— карбиды (напр., близкий по твёрдости к алмазу карборунд Si , карбид бора В4С, также обладающий высокой твёрдостью карбид железа Fej , входящий в состав сталей). У.—осн. элемент углей, он составляет 91—99,5% кокса, к-рый применяется в металлургии, Из графита изготовляют электроды, мембраны микрофонов, грифели карандашей, графитовые смазки. Специально обработанный У.— т. н. активированный У., характеризующийся высокой уд. поверхностью (до 100 м /г и выше), используют как сорбент. Высокочистый графит служит замедлителем нейтронов в ядерных реакторах. Алмаз применяют как абразивный материал для обработки металлов и др. материалов. Искусств, радионуклид С в форме разл. соединений используют в хим., биол. и медицинских исследованиях. [c.202]

В состав активной зоны многих Я. р. входит замедлитель—вещество с малым атомным весом, к-рое служит для снижения первонач. энергии нейтронов деления (быстрых нейтронов) за счёт их упругого рассеяния. В результате многократных соударений с ядрами замедлителя нейтроны теряют свою энерги о, пока не войдут в тепловое р>авновесие со средой. Энергетич. распределение таких нейтронов (т. н. тепловых) близко к максвелловскому с максимумом при комнатной темп-ре ок. 0,025 эВ. В активной зоне Я, р. размещаются также подвижные стержни или кассеты с интенсивно поглощающим нейтроны веществом (В, d, Ей), предназначенные для регулирования цепной реакции деления. [c.679]

Графит обладает способностью эффективно замедлять нейтроны, отличными теплофизическими свойствами, хорошей механической прочностью при высоких температурах, относительно легкой обрабатываемостью. Используемый в реакторных установках графит получают искусственно в процессе графитизации нефтяного кокса. Природный графит обладает большим количеством примесей и не может быть использован как замедлитель нейтронов. Графит используется для создания газоплотиых конструкций, покры- ий. Газоплотный графит получают Методом пропитки под высоким давлением углеродсодержащей жидкостью Искусственно полученного графита и Последующей графитизации. Газоплот-ным оказывается и пиролитический Углерод, получаемый в виде отложений на нагретой поверхности углеводородного газа (метана, бензола). Все Искусственные сорта графита обладают Ь1сокой анизотропией свойств, связанной с выстраиванием частиц кокса [c.461]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...