Нейтрон (определение)

Эти результаты можно объяснить, если предположить, что каждое вещество характеризуется резкой избирательной способностью захвата по отношению к нейтронам определенной (резонансной) энергии, причем области резонанса для разных веществ не перекрываются между собой. [c.303]

Боровский механизм протекания ядерных реакций и формулы Брейта—Вигнера блестяще подтвердились при детальном изучении хода сечений реакций в зависимости от энергии падающих нейтронов. Возможность детального изучения сечений появилась в результате развития методов нейтронной спектроскопии, позволивших выделять эффект, вызванный нейтронами определенной энергии, величина которой могла изменяться. [c.329]

Первый прибор для выделения из спектра замедления нейтронов определенной энергии методом механического прерывания [c.330]

Для выделения нейтронов определенной скорости Ферми применил детектор с управляемой чувствительностью. В качестве детектора использовалась ионизационная камера, наполненная ВРз. Камера была подсоединена к механическому счетчику МС через усилитель <У, который отпирался на короткое время Ах сигналами от фотоэлемента ФЭ, возникавшими в нем через опреде- [c.333]

Как уже указывалось, преимуществом метода дифракции является возможность фактически выделять из пучка нейтроны определенной энергии. Это позволяет проводить опыты с облучением образцов моноэнергетическими нейтронами. Очевидно, такие опыты невозможны в методах времени пролета, так как там в составе лучка имеются нейтроны всех энергий спектра замедления. Однако эта особенность приводит к существенным преимуществам данных методов, а именно к возможности одновременно детектировать эффект от моноэнергетических нейтронов различных энергий. [c.342]

В новой модели с запаздывающими нейтронами формула (5.1) попрежнему дает скорость деления. Однако только 1 — р всех нейтронов, возникающих при делении, появляются в нашей области немедленно. Их называют мгновенными нейтронами . Итак, мы теперь имеем /(1 —Р) нейтронов на поглощение вместо r f, как было в случае нашей предыдущей модели. Остальные р появляются постепенно. До их появления мы можем называть их связанными нейтронами. В любой момент времени мы будем находить в котле, кроме обычных, свободных нейтронов, определенное число связанных нейтронов. [c.105]

С другой стороны, легко усмотреть, что вероятность захвата за единицу времени не зависит от скорости она зависит от эффективных сечений отдельных ядер для нейтронов определенной скорости и от толщи-ны слоя, проходимого нейтроном этой скорости за единицу времени, так что можно написать [c.49]

В механич. селекторе короткие импульсы нейтронов создаются путем прерывания непрерывного во времени пучка нейтронов из реактора с помощью быстро вращающегося Прерывателя (ротора), снабженного системой щелей (рис. 2). В момент совпадения плоскости щелн (или щелей) с направлением пучка нейтроны проходят сквозь ротор в течение короткого времени. Пропускание ротором нейтронов определенной скорости зависит от скорости нейтрона, ширины щели, ее длины (диаметра ротора), скорости вращения ротора и характеризуется ф-цией пропускания /(ж) (см. рис. 3), где ж=Л Уы/ху (Е — радиус ротора, ш — угловая скорость вращения ротора, V — скорость нейтрона, — ширина щели). Для данной скорости вращения ш нейтроны, обладающие скоростью у < = соЛ /я, не будут пропускаться ротором, так как пх времена пролета через щели ротора больше времени полного перекрытия щелей (отсекание нейтронов). Для уменьшения величины граничной скорости делают роторы с профилированными щелями, форма к-рых учитывает взаимное перемещение нейтронов и поверхности щели (см. рис. 4, 5). Селектор с профилированными щелями работает как прерыватель и как грубый нейтронный механический монохроматор. [c.397]

Кроме участия в процессе деления нейтроны претерпевают также упругое и неупругое рассеяние на ядрах, содержащихся в активной зоне, и радиационный захват. Нейтроны замедляются и диффундируют, часть из них утекает в отражатель, часть переходит обратно в активную зону. В результате конкуренции различных процессов устанавливается определенное пространственно-энергетическое распределение нейтронов в активной зоне, которое необходимо знать при проведении детального анализа зашиты. [c.10]

Систему уравнений (9.21), (9.23) используют для определения спектра потока нейтронов Фо( ). Для этого можно рассмотреть значения потока и тока в отдельных узлах энергетической переменной и перейти от интегралов в этих уравнениях к соответствующим суммам. Систему уравнений (9.21), (9.23) при ЭТОМ обычно решают с помощью ЭВМ. [c.20]

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]

В задаче расчета радиационной обстановки за защитой реактора при определении нейтронной составляющей полной мощности дозы иногда используют простой метод, основанный на концепции дозового фактора накопления [35]. Нейтронную мощность дозы Dl, считают равной [c.56]

Определение пространственно-энергетического распределения источников нейтронного и первичного у-излучения в активной зоне. [c.78]

До поступления в теплоноситель продукты коррозии активировались. Причем они находились в различных частях активной зоны и в соответствии с этим облучались нейтронами различной интенсивности. Учет этой особенности не позволяет произвести аналитическое решение задачи с определением активации про дуктов коррозии. Переход к средней величине потока и сечений активации позволяет получить такое решение. Воспользуемся этим. [c.93]

Наряду с заряженными частицами возникновению у-квантов внутри защиты способствуют также нейтроны. Это происходит при неупругом рассеянии нейтронов в результате (п, у)-реакций и, как правило, при (п, х)-реакциях с испусканием заряженных частиц X. Скорость протекания этих реакций в единице объема защиты определяется произведением ФиЕ, в котором Ф — плотность потока нейтронов, а 2 — макроскопическое се чение соответствующей реакции. Произведение Фц2 называется также плотностью столкновений. Для определения плотности столкновений необходимо найти пространственное распределение нейтронов в защите. При этом целесообразно использовать многогрупповой метод расчета, основы которого изложены в гл. IV. Если задана плотность тока нейтронов различных энергий на поверхности активной зоны и защита является однородной средой, то можно успешно использовать теорию возраста. [c.112]

При этом неточность представления (рг) формулой (11.20) в интервале г 0,5—30 см не превышает 8%. Решая задачу по определению энерговыделения в защите ядерного реактора, следует иметь в виду, что в первых слоях защиты наибольший вклад в энерговыделение дают у-кванты, излучаемые из реактора. В последующих слоях возрастает роль вторичных у-квантов, возникающих непосредственно в самой защите в результате поглощения нейтронов. В работе [4] приведены результаты расчета плотности захвата нейтронов (сопровождающегося испусканием у-квантов) в стальных пластинах различной толщины, расположенных в воде на расстоянии 60 см от поверхности активной зоны реактора. Результаты этих расчетов представлены на рис. 11.6. Из рисунка видно, что величина плотности [c.119]

После определения толщины защиты верхнего перекрытия следует обязательно выполнить проверочный расчет по определению уровня нейтронного и у-излучений в местах, находящихся за пределами здания ускорителя. Дело в том, что в указанных местах допустимые уровни излучения могут быть на порядок или два меньше уровней, принятых для. лиц, работающих с ионизирующими излучениями. Если в результате расчета окажется, что от рассеяния в воздухе уровень излучения выше допустимого, необходима дополнительная защита. [c.239]

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]

Относительно просто определяется мощность источников нейтронов с повышенными энергиями. В качестве таких источников представляют интерес две группы нейтронов. Первая — нейтроны с энергиями более 3 Мэе, для которых хорошо известны сечения выведения, вторая — нейтроны с энергиями более 1,5 Мэе, для которых имеется большое число экспериментальных и расчетных констант. Первой группой нейтронов целесообразно пользоваться для определения размеров нейтронной защиты, второй—для оценки накопления числа II дозы нейтронов. [c.299]

Число атомов в известной нам части Вселенной. Ядра атомов всех элементов состоят из протонов и нейтронов. Ученые предполагают, что общее число протонов и нейтронов в известной нам части Вселенной, определенное с неточностью, может быть, раз в 100, имеет порядок 10 . В состав Солнца входит около 1 -10 протонов и нейтронов, а в состав Земли — около 4-10 . Общее число протонов и нейтронов в известной нам Вселенной достаточно для того, чтобы образовать около 10 /10 т. е. около 10 , звезд с массой, равной массе нашего Солнца (это составляет одну шестую моля звезд ). Ученые считают, что большая часть массы Вселенной — это масса звезд и что все известные звезды имеют массы, находящиеся между [c.19]

Распад нестабильных частиц сильно отличается от тех видов разрушения, или распада, которые мы обычно наблюдаем. Вероятность смерти в течение ближайшего часа выше для пожилого человека, чем для молодого бактерия не испытывает деления непосредственно после своего рождения и делится только по истечении определенного времени старый автомобиль сломается скорее, чем новый. Во всех этих случаях вероятность того или иного вида распада зависит, в частности, от предыстории объекта, имеющейся к данному моменту объекты, просуществовавшие дольше, более склонны испытать то или иное разрушение. С другой стороны, бесспорным экспериментальным фактом является то обстоятельство, что вероятность распада элементарной частицы, или ядра любого радиоактивного изотопа, или, наконец, возбужденного атома или молекулы не зависит от продолжительности существования частицы. Свободный нейтрон нестабилен, но длительно существовавший нейтрон ничем не отличается от нейтрона, только что ставшего свободным. Предсказать момент распада заданной нестабильной частицы невозможно. Воспроизводимое значение имеет лишь среднее время жизни, установленное для большого числа частиц. [c.435]

В среднем (во времени) заряд элементарной частицы распределен по всей частице. Во всяком деликатном опыте, который сам по себе не разрывает частицу, измеримыми являются только средние значения величины, поскольку измерения не могут быть мгновенными. (Здесь опять именно квантовая механика ограничивает нащи возможности описания строения элементарной частицы.) Экспериментальные данные по распределению заряда для протона, нейтрона и электрона доставляют веское доказательство точечного характера заряда электрона, по крайней мере с точностью до 10- см, тогда как протон и нейтрон проявляют себя как более сложные структуры с зарядом, распределенным внутри сферы радиусом около 10 з см. У лептонов магнитный момент (определение которого будет дано в т. И) возрастает обратно пропорционально массе, за исключением v- и v-частиц, у которых нет измеримых собственных магнитных моментов. В принципе можно измерять не только напряженность магнитного поля, но и получать точное распределение образующих это поле токов. Одним из крупнейших достижений релятивистской квантовой теории является успешное предсказание величины напряженности (впоследствии измеренной) собственного магнитного поля электрона—предсказание, сделанное с точностью до 0,001%, т. е. с ошибкой, меньшей погрешности современных измерений. [c.439]

Выход из этого затруднения был найден в 1932 г. Чедвико.м, который проанализировал с помощью законов сохранения энергии и импульса опыты по образованию исследуемым излучением ядер отдачи азота и водорода и пришел к выводу, что это излучение представляет собой поток нейтральных частиц с массой, приблизительно равной массе протона. Вновь открытая частица была названа нейтроном ( ). Точное значение массы нейтрона, определенное из энергетического баланса ядерных реакций, идущих с образованием или поглощением нейтронов, равно гп-п = 1838,5 Же. Таким образом, масса нейтрона больше массы протона на 2,5 гПс и больше суммы масс протона и электрона на 1,5 те. В соответствии с известным соотношением, связывающим массу и энергию, каждому значению массы М в граммах соответствует энергия в эргах, где с = 3 10 ° uj eK — скорость света. Для неподвижной покоящейся частицы эта [c.19]

В конструкциях с продольными щелями форма щелей близка к винтовой линии (рис. 123). При вращении ротора с данной скоростью через щели будут проходить нейтроны определенной энергии Т- Т + АТ. Очевидно, что, так же как и для прибора Даннинга, скорость пропускаемых нейтронов может быть найдена по формуле (36.1). Таким образом, для изменения энергии монохроматизируемых нейтронов надо изменять скорость вращения ротора. [c.331]

Одним из таких методов является использование импульсных источников (импульсный электростатический ускоритель, мигающий , т. е. работающий в импульсном режиме, циклотрон, импульсные реакторы (см. гл. XI, 3, п. 8)). Нейтроны от импульсного источника летят в специальной трубе длиной в сотни метров. За время полета нейтронный сгусток разделяется по скоростям. В конце трубы ставится заслонка (прерыватель), синхронно открывающаяся лишь в моменты пролетания нейтронов определенной скорости, т. е. энергии. В результате из трубы выходят только нейтроны со строго фиксированной энергией. [c.488]

Поток нейтронов должен быть тщательно сформирован, чтобы обеспечить необходимый для воспроизводства избыток нейтронов. В дополнение к обычным для всех реакторов проблемам, связанным с утечкой нейтронов и отравлением продуктами деления реакторы-размножители с расплавленной солью имеют также еще одну проблему поглощение нейтронов ядрами изотопа протактиния ( Ра), который является промежуточным звеном в цепи воспроизводства. Эти ядра имеют сечение поглощения нейтронов, определенное для района резонанса энергии, приблизительно 850 барн, а сечение равно приблизительно 525 барн. Может даже оказаться, что воспроизводство окажется невозможным до тех пор, пока = ззра содержится в области высокого нейтронного потока. [c.183]

Для обнаружения нейтронов вполне определенных энергий были разработаны многочисленные специализированные методы, заслуживающие упоминания. В одном из этих методов используются резонансные области детекторов для отделения нейтронов определенной энергии. Таким образом, если неоднородный нейтронный пучок падает на пластинку из некоторого вещества, причем в качестве детектора используется, скажем, фольга индия, окруженная кадмием, то измеренное эф( ктивное сечение прежде всего является эффективным сечением для нейтронов, соответствующих резонансной энергии индия, т. е. 1,4 еУ. Следовательно, применяя этот детектор, можно измерить эффективные сечения для различных веществ при энергии нейтронов 1,4 еУ. Для измерения эффективных сечений для различных нейтронных энергий следует воспользоваться другими детекторами, обладающими различными резонансами. Эта методика была развита многими экспериментаторами и главным образом Гольдгабером и его сотрудниками. Слабость этого метода заключается в том, что трудно ввести поправку на эффекты, вызываемые другими резонансами, имеющими место при энергиях, превышающих энергию основного резонанса детектора. [c.208]

Не очень большие различия в абсолютных значениях амплитуд позволяют проводить с помощью дифракции нейтронов определения структур с атомами, сильно различающимися по атомным номерам, например исследовать строение гидридов или карбидов тяжелых металлов, определять положение атомов водорода в соединениях тяжелых элементов. Другое применение дифракции нейтронов — это исследование соединений из атомов с близкими атомными номерами (например, сплав oNi с Z соответственно 27 и 28), которые практически неразличимы в рентгеновском или. электронографнческом эксперименте, но имеют разные амплитуды рассеяния нейтронов. Нейтронографически можно отличить, следовательно, случаи, когда указанные атомы в сплаве статистически замещают друг друга или когда они упорядоченно размещены по различным положениям. Наконец, нужно упомянуть и о так называемом магнитном рассеянии нейтронов, вызываемом атомами, электронная оболочка которых имеет магнитный момент. С помощью магнитного рассеяния исследуется ориентировка моментов в ферро- и антиферромагнитных материалах. [c.39]

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]

Идея использования в реакторах ВГР шаровых твэлов была высказана более тридцати лет назад. Были предложены конструкции бесканальных активных зон со свободной засыпкой в них шаровых твэлов или смеси шаровых твэлов и шаровых элементов из замедляющих нейтроны материалов графита и окиси бериллия. Однако в силу ряда причин к началу шестидесятых годов сложилась определенная концепция бесканаль-ного реактора с шаровыми твэлами, которые содержат в себе необходимое количество замедлителя (например, реактор AVR). [c.26]

Успешная эксплуатация опытных высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем и строительство прототипов крупных энергоустановок с реакторами ВГР явились толчком к разработкам одновременно во многих промышленно развитых странах газоохлаждаемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БГР). Другой причиной появления конкурирующего с жидкометаллическими натриевыми реакторами БН направления развития реакторов БГР явились определенные трудности в освоении промышленных реакторов БН. В материалах Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в докладе Карлоса, Фритиса и Лиса и в работе М. Донне были сделаны попытки сопоставления характеристик реакторов БГР и БН. [c.31]

Артрон — одна из моделей нейтронов в США, служит для реализации функций алгебры логики и является перестраиваемым самоорганизующимся элементом, который в процессе обучения настраи вается на выполнение определенной логической функции [9]. [c.140]

В томе I, изданном Атомиздатом в 1969 г., приведены общие сведения по физике защиты, безотносительно к определенным источникам. В их числе единицы радиоактивности, предельно допустимые уровни ионизирующих излучений, взаимодействие излучений с веществом, численные, аналитические и полуэмпи-рические методы расчета прохождения излучения в радиационной защите, характеристики поля первичного и многократно рассеянного у- и нейтронного излучений в источнике и в защитных средах, инженерно-физические методы расчета защиты. [c.5]

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]

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]

В источниках больших размеров необходимо учитывать само-поглощение частиц и изменение их энергии в результате упругих и неупругих рассеяний. В связи с этим определение мощности излучения больших источников становится относительно сложным. Наиболее трудоемки расчеты утечек нейтронов и у-квантов из ядерного реактора. К моменту начала расчета тепловыделения в защите должен быть выполнен физический расчет реактора, Результаты его содержат координатные распределения плотностей потоков нейтронов в активной зоне и отражателе реактора. По ним можно найти плотность утечки нейтронов из активной зоны реактора и определить распределение источников у-кваитов в активной зоне. Плотность утечки нейтронов определяется как произведение коэффициента диффузии на производную от плотности потока на границе активной зоны. Распределение источников у-квантов в активной зоне реактора дает [c.108]

Следует заметить, что проектные значения ПДУ могут не совпадать со значениями ПДУ при эксплуатации атомного объекта, так как в первом случае в зависимости от принятой группы лиц и категории помещений принимают определенные коэффициенты запаса или допуска. Кроме того, проектные уровни излучения определяются иногда техническими соображениями наличием высокочувствительной к излучению аппаратуры, фотоматериалов и т. д. Проектные ПДУ для у-квантов чаще всего выражаются в терминах мощности дозы или интенсивности, а для нейтронов — плотности потока. Поскольку иногда время работы на установке отличается от стандартного ( = 36 ч/неделя для персонала и =168 ч1неделя для населения), проектные ПДУ могут различаться и по этой причин ПДУ, используемые при проектировании защиты, приведены табл. 2.10. [c.189]

Для твэлов энергетических реакторов обычно требуется уран с определенным обогащением изотопом или искусственными компонентами первичного ядерного горючего Рн - и игзз также имеющими большое сечение захвата и деления нейтронами. [c.205]

Рассматривается активная зона реактора как источник излучения. При этом, если имеются результаты физических расчетов активной зоны, их используют для вычисления утечки нейтронов из активной зоны и плотности рождения у-квантов в зоне. Если же физический расчет активной зоны не выполнен, то по минимальной исходной информации о составе и основных (Ьизических параметрах зоны производят интерпретацию ее объемным источником определенной формы с равномерной генерацией в нем нейтронов и у-квантов. [c.294]

Скорость утечки нейтронов из активной зоны равна скорости поглощения их в материалах защиты. Это обстоятельство будет использовано в дальнейшем для определения выхода захватных у-кваитов. [c.299]

Для определения плотности поверхностных источников у-квантов воспользуемся формулой (1.11). С ее помощью определяем плотность захватного у-излучения из стальной стенки корпуса реактора. В качестве потока пе1 троиов принимаем Фн = 6,5.10 < нейтронЦсм сек) и макроскопическое сечение поглощения нейтронов 2=0,18 см . С этими величинами мы имели. --дедощри корректировке защиты в направлении /. [c.329]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...