Деления источники, расчеты

Деления источники, расчеты 39, 148—151 [c.479]

Авторы сочли целесообразным также включить в книгу примеры инженерно-физических расчетов защиты от ионизирующих излучений ядерного реактора и различных источников у-излуче-ния смеси продуктов деления, характерных при химической переработке делящихся материалов. [c.5]

Первым этапом анализа радиационной защиты реактора является расчет интенсивности источников излучения в активной зоне реактора. Взаимодействие делящихся ядер, содержащихся в активной зоне, с нейтронами приводит к их делению, при котором образуется следующее поколение нейтронов, вновь вызывающих деление, и т. д. Так происходит цепная реакция. [c.10]

В большинстве случаев для расчета защиты реактора наиболее существенно распределение потока тепловых нейтронов, поскольку, вызывая деление ядер горючего, они формируют. источники быстрых нейтронов и у-квантов деления. Кроме того, тепловые нейтроны характеризуются наибольшим сечением радиационного захвата. [c.35]

Приступая к расчету защиты теплоносителя, следует выявить наиболее мощные источники. При этом необ.ходимо ориентироваться на режим длительной работы реактора на полной мощности. Важно учесть аварийные режимы работы, связанные с понижением эффективности фильтра и частичным выходом продуктов деления из-под оболочек твэлов. [c.100]

В настоящей главе рассматриваются в основном вопросы защиты от у-излучения продуктов деления применительно к переработке облученного топлива. В связи с тем что методы расчета защиты от у-излучения любых источников достаточно подробно изложены в гл. VII, а применительно к продуктам деления — в монографии [1]. здесь более подробно излагаются лишь радиационные характеристики смесей продуктов деления [c.169]

При расчетах защиты от у-излучения объемных источников, достаточно знать удельные у-эквиваленты в миллиграмм-эквивалентах Ка на литр и эффективный спектральный состав у-излучения. Для решения проблемы защиты персонала от источников внутреннего облучения и определения предельно допустимых выбросов радиоактивных изотопов во внешнюю среду с вентиляционным воздухом и жидкими отходами, а также для многочисленных технологических целей необходимо знать изотопный состав источников и удельную активность в кюри на литр. В отдельных случаях, например для характеристики поля у-излучения активной зоны реактора, в которой кроме продуктов, деления имеются мгновенные и захватные у-кванты, а также наведенная активность, вместо у-эквивалента пользуются другой физической величиной мощностью источника в мегаэлектронвольтах в секунду или у-квантах в секунду на единичный объем или массу. В Приложении II за основу приняты удельные у-эквиваленты, которые широко применяются в практике проектирования защиты от у-излучения смеси продуктов деления. [c.189]

Несмотря на то, что количество энергии, получаемой в результате единичной реакции синтеза, меньше по сравнению с реакцией деления, энергия в расчете на 1 кг вещества сопоставима и составляет 2,37-10 Дж. Такое количество энергии можно получить примерно из 3 м воды при помощи реакции синтеза по типу уравнений (2.2), (2.3), (2.4). Энергия, содержащаяся в 1 км морской воды, эквивалентна энергии, запасенной в 180 млн.т сырой нефти, что составляет около 1/1000 всех мировых геологических ресурсов нефти. Суммарный объем океанской воды по оценке равен примерно 1,5-10 км. Если удастся овладеть термоядерным синтезом, можно будет получить поистине неограниченный источник энергии. [c.41]

В процессе углублений исследований ядерных процессов ученые сделали поразительные открытия. Оказывается, целесообразно не только делить атомное ядро урана и плутония, но также соединять тяжелые ядра водорода (дейтерий, тритий). При этом образуется благородный газ — гелий. При слиянии (синтезе) тяжелых ядер водорода высвобождается тепловая энергия, существенно превышающая энергию деления атомного ядра в расчете на 1 кг исходных атомов. Поэтому принципиально возможно создание реакторов на водородном топливе. Такие реакторы называются термоядерными. Над их разработкой сейчас работают ведущие ученые ряда стран. Большие работы этого направления проводятся и в СССР. Освещение перечисленных проблем, оценка перспектив использования новых источников энергии дана в 7 главе нашей книги. [c.174]

Предположим, что требуется решить систему многогрупповых уравнений Pi-приближения (4.39) и (4-40) для собственного значения k и соответствующей собственной функции. Предлагаемый способ решения основан иа описанном в разд. 1.5.5 методе рассмотрения в каждый момент времени нейтронов одного поколения, причем деление считается процессом, отделяющим последовательные поколения. Прежде чем начать расчеты, делается предположение относительно пространственного распределения делений, которые образуют источник для первого поколения нейтронов. Хотя это может быть сделано произвольно, но чем ближе предполагаемые распределения к истинному, тем быстрее сходится расчетная модель. [c.148]

Рассматривая деление как процесс поглощения (см. разд. 1.5.5), можно рассчитать поток (р первого поколения нейтронов с произвольным распределением делений. Используемый метод аналогичен тому, который описывался в разд. 4.3.3 для известного источника. Затем рассчитывается распределение делений, соответствующее этому потоку ф1, которое служит источником для нового потока ф 2 нейтронов второго поколения. Этот процесс продолжается и при расчете потоков следующих поколений. Таким образом определяется сходящийся итерационный процесс. Отношение потоков в последовательных поколениях стремится к постоянной величине, которая представляет собой k. Таким образом, в соответствии с уравнением (1.54) [c.148]

Далее будем предполагать, что задача на собственное значение должна решаться, например, с целью определить эффективный коэффициент размножения или условия критичности в данной системе. После того как групповые константы определены, так же как геометрия, состав системы и тип решаемой задачи, выбирается источник деления. Пространственное распределение полного потока нейтронов в первой группе (я = 1) можно затем вычислить либо непосредственно для одномерной системы, либо с помощью внутренних итераций. Если рассматриваются приближения более высокого порядка, чем Рх-приближение, то помимо полного потока и тока нейтронов требуются дополнительные компоненты разложения угловой зависимости потока нейтронов. Когда поток нейтронов для первой группы известен, то расчет можно продолжить для следующей (я = 2) группы с выбранным источником деления и т. д. для всех О групп. Если в некоторых группах присутствует рассеяние, приводящее к возрастанию энергии нейтронов, то потребуются отдельные итерации, если только не используются специальные методы, такие, как метод матричной прогонки. [c.161]

При условии, что реактор не находится в состоянии, близком к мгновенной критичности, значение а мало, и вторым членом в левой части уравнения (9.18), равным ая )/и, можно пренебречь. Только слагаемое, описывающее источник запаздывающих нейтронов Q /P t), будет зависеть от а. Изменение источника запаздывающих нейтронов в этом случае эквивалентно малому изменению источника нейтронов деления, и тогда форм-функцию можно определить с помощью расчета собственной функции, соответствующей собственному значению к, т. е. подгонкой величины спектра деления до достижения точной критичности (см. разд. 1.5.5). [c.376]

Хорошо известно, что продукт деления ксенон-135 (период полураспада 9,2 ч) имеет очень большое сечение поглощения тепловых нейтронов, около 3-10 барн при температуре 300 К. Непосредственно в процессе деления образуется относительно малое количество этого изотопа. Основным источником накопления ксенона-135 является р-распад изотопа иод-135 с периодом полураспада 6,7 ч. Иод-135, в свою очередь, является продуктом р-распада изотопа теллур-135 с периодом полураспада меньше 2 мин. Следовательно, при проведении практических расчетов можно предполагать, что образование ксенона-135 определяется только р-распадом изотопа иод-135, причем скорость накопления последнего изотопа пропорциональна скорости делений в реакторе. [c.437]

Ядерной энергией называется энергия, выделяющаяся при цепных ядерных реакциях деления тяжелых ядер ). В мирных целях ядерная энергия используется в атомных электростанциях. Мощность атомных электростанций определяется мощностью ядерных реакторов. Реакторы достаточной мощности служат источниками энергии в двигателях на судах и подводных лодках. Энергия атомных электростанций может быть использована, например, для опреснения морской воды. Расчеты показывают, что стоимость опресненной воды при этом будет столь низкой, что ее можно будет использовать для орошения засушливых земель. [c.494]

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]

Широко распространенные в инженерной практике методы расчета защиты от у-излучения любых источников приведены в гл. VII. Эти методы могут быть применены и для у-излучення продуктов деления, поэтому нет необходимости в их повторном изложении. В практике проектирования защиты при переработке делящихся материалов наиболее широкое применение нашли методы расчета защиты с помощью таблиц типа 7.13— 7.16 или составленных на их основе графиков. Подробно эти методы описаны в монографии [1]- Там же приведены и соответствующие графики. Примеры в Приложении II также основаны на применении этого метода. Поэтому в данном разделе приводятся лишь необходимые соотношения — входные параметры этих таблиц и графиков. [c.195]

Предлагаемый расчет относится к реактору, работающему на полной мощности. При этом во внимание принимаются лишь доминирующие источники ионизирующего излучения мгновенные нейтроны деления, жесткие у-кванты, сопровождающие деление и распад продуктов деления, а также жесткие захватные у-кванты, возникающие в материалах внутриреакторных конструкций и защиты. Для таких теплоносителей, как вода и натрий,, важно учитывать собственное активационное у-излучение- В тех местах, где трубо-гфоводы и оборудование не экранированы защитой реактора, требуется сооружение дополнительной защиты — защиты теплоносителя. [c.294]

Здесь приведены примеры расчета защиты от у-излучения смеси продуктов деления с использованием методик, изложенных в главах VII и XIII, За основу принят гипотетический радиохимический завод по переработке делящихся материалов, схема которого заимствована из справочника Схема расположения помещений, источников и детекторов приведена на рис. II.1. Если исходить из трехзонального принципа планировки помещений, то их можно распределить по зонам следующим образом I зона —помещение хим-пробоотбора П4, каньон П5 с химическим реактором И1, вентиляционный П6 и трубный П7 коридоры, каньон П8 с монжюсом И4, горячая камера П9, каньон газовой очистки П10 II зона — монтажный зал П1 и радиометрическая лаборатория ПЗ III зона —щитовое помещение ПИ. При решении большинства примеров используются методика, таблицы и графики справочника [21. Однако в ряде случаев применяются и другие методики, например расчет защиты по заданной дифференциальной или полной кратности ослабления [3]. [c.330]

Зная величину энергии связи ядер, являющихся начальным и конечным продуктами реакции деления, можно подсчитать примерное количество выделяемой энергии в этом процессе. Ранее мы проделали расчет выделяемой энергии при делении ядра дейтерия. Он является наиболее простым примером подобных расчетов, поскольку протон и нейтрон, будучи самостоятельными частицами, не имеют собственной энергии связи. Для оценки энергии, выделяемой при делении большого ядра на два меньших, можно использовать зависимость В от А (см. рис. 7). Предположим, что ядро с Л = 236 (например, уран-236) делится на два одинаковых ядра с А = 118. Из рис. 7 получаем, что В равно примерно 7,5 МэВ при А — 236 и около 8,3 МэВ при Л = 118. Следовательно, общая энергия свяэв ядра урана-236 составляет 7,5 X 236 = 1770 МэВ, а полная энергия связи каждого из ядер-осколков составляет 8,3 X X 118 = 979,4 МэВ. Разница между суммарной энергией связи ядер-осколков и энергией связи ядра урана-236, приблизительно равная 189 МэВ, и есть искомая энергия, выделяющаяся при делениг данного ядра (она примерно в 100 раз больше энергии, выделяющейся при радиоактивном распаде ядра). Таким образом, деление ядра является источником огромной энергии. Например, в результате деления всех ядер в одном грамме урана, где содержится 2,6-10 атомов, выделится 2,3-10 кВт-ч энергии, или около одного мегаватт X дня. Этого количества энергии достаточно для того, чтобы миллион ламп мощностью в один киловатт горели в течение целого дня. [c.42]

Томпсон (Аляска) при осуществлении проекта Чер-риот (см. табл. 7). Предусматривавшиеся проектом ядерные устройства, основанные на реакциях деления, должны были дать очень высокий выход радиоактивных продуктов взрыва. По расчетам концентрация радиоактивности в водных источниках, находящихся на участке эксперимента, должна превысить допустимый уровень в 20 раз. Это послужило одной из причин для отказа от эксперимента Черриот . [c.98]

Мэъ и 11 Мэв выделяется с задержкой по времени (Р- и -излучение продуктов деления). Энергия, локализованная вблизи места деления, составляет 173 из которой 167 приходится на долю кинетической энергии продуктов деления (89% полной энергии). Этот расчет показывает, что с точностью до 10% можно считать источник тепла 1, прямо пропорциональным источнику нейтронов In(lg = nln). Коэффициент пропорциональности г , равный отношению источника тепла к источнику нейтронов, можно назвать удельной энергией (теплотой) ядер-ного превращения. [c.67]

Автомобильные фары. Расчет автомобильных и мотоциклетных фар требует совершенно иного подхода, чем расчет ранее рассмотренных систем. Распределение освещенности, создаваемое фарой, должно удовлетворить большому числу условий, которые могут быть выполнены лишь при наличии источника света особой формы, параболоидального зеркала, концентрирующего световой поток в приблизительно парал лельный, и многофасетного. рассеивателя, осуществляющего точно заданное распределение освещенности по различным направлениям. После многолетних усилий конструкторы фар пришли к определенным и согласованным решениям в отношении источника света и зеркала, а для рассеивателя, обладающего громадным числом степеней свободы, при выборе решения обычно. основное внимание обращается на внешний вид, главным образом на способ деления рассеивателя на участки, н на его патентоспособность. [c.510]

Для приближения к реальным условиям пеизотермической излучающей среды используют схему с несколькими температурными зонами лучевого обмена энергией. Однако деление объема камеры и ограждающей поверхности па несколько зон требует детального знания характеристик распределения источников выделения энергии в зонах, и расчет лучевого обмена энергией неизбежно усложняется. [c.447]

Новый принципиальный подход к конструированию местных отсосов (увязка с технологией) и расчету потребной производительности АТУ (ориентация на 1(Ю %-ную эффективность локализации вредных выделений технологического источника сначала чертеж МО, затем расчет н а потребовал применения новой классификации конструкций МО. Поэтому наряду с традиционным делением МО на открытые, полузакрытые и закрытые по технологическому признаку конструкции МО разделили на МО сосредоточенных источников, МО рассредоточенных источников и МО рабочих мест ручного труда. К первой группе отнесли сосредоточенные источники вредных выделений технологическими агрегатами. Они характеризуются интенсивным выделением вредностей с небольшой части поверхности агрегата. Сосредоточенные источники составляют до 3/4 всех источников выделений вредностей на предприятиях цветной металлургии. Ко второй группе были отнесены рассредо- [c.57]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...