Поток нейтронов

Применение термопар в ядерных реакторах сталкивается со многими трудностями, и пока нет достаточных оснований для создания термопар со сроком службы более 20 лет. Однако конструирование и технология производства термопар для реакторов быстро развивается и ниже будут рассмотрены специфические проблемы, возникающие при работе термопар в потоке нейтронов. Прежде чем перейти к рассмотрению конкретных типов термопар и их применениям, остановимся кратко на основах теории термоэлектрических явлений, возникающих в металлах и сплавах, помещенных в неоднородное температурное поле. [c.267]

В течение последних 30 лет в ядерную энергетику были вложены огромные средства, однако лишь недавно были начаты работы по стандартизации технологии производства термопар для обслуживания ядерных реакторов. Подробности всесторонней дискуссии по вопросам термометрии в ядерных реакторах приведены в работах [49, 56]. Вопросы стабильности термопар в присутствии потока нейтронов оказались тесно связанными с недостаточным контролем при производстве самих термопар. [c.295]

В термопарах вольфрам-рений поток нейтронов приводит к превращению вольфрама в рений, а рения в осмий. Оба этих [c.296]

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]

При вычислении второго слагаемого можно использовать известный закон Фика, выражающий связь тока и потока нейтронов в диффузионном приближении [c.19]

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]

Решение уравнения диффузии (9.33) для потока нейтронов внутри одномерного цилиндрического реактора имеет вид [c.37]

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

При решении односкоростной задачи для плотности потока нейтронов в активной зоне реактора с отражателем справедливо уравнение (9.33), а в отражателе — аналогичное уравнение с равной нулю правой частью (отсутствует делящееся вещество). Решение должно быть симметричным (или конечным в центре активной зоны) и обращаться в нуль на экстраполированной внешней поверхности системы. Плотность потока и тока нейтронов должна быть непрерывна во всех точках на поверхности раздела активной зоны и отражателя. Решение этой системы уравнений для активной зоны и отражателя проводится так же, как для реактора без отражателя, хотя оно и оказывается более сложным. В результате решения определяют пространственное распределение плотности потока нейтронов и величину эффективных добавок. [c.39]

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]

Коэффициент неравномерности распределения потока нейтронов для реакторов с отражателем несколько меньше, чем для реактора без отражателя. [c.40]

Поэтому приведем лишь некоторые окончательные результаты. В общем случае распределение потоков нейтронов в сферической активной зоне имеет вид [c.41]

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]

Таким образом, нами рассмотрено распределение потоков нейтронов в гомогенной модели реактора, позволяющее характеризовать как источник излучения активную зону в целом, и распределение в элементарной ячейке, позволяющее характеризовать тонкую структуру распределений интенсивности источников по активной зоне. [c.45]

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]

Воздействие интенсивных потоков нейтронов на материал корпуса и других конструкций реактора приводит к их структурным изменениям, что вызывает изменение их физико-механических свойств. Наиболее опасен переход облученного материала стального корпуса, несущего давление, из вязкого состояния в хрупкое, характеризующееся небольшой энергией разрушения. Состояние хладноломкости корпусных сталей наступает в области температур ниже критической температуры хладноломкости 7хл. Величина этой температуры возрастает при облучении. [c.69]

Первичная защита подвергается облучению интенсивными потоками нейтронов и у-квантов и воздействию значительного теплового потока от работающего реактора, поэтому при выборе материалов и конструкции первичной защиты следует принимать Бо внимание необходимость ее охлаждения. Нужно учитывать [c.76]

Расчет пространственно-энергетического распределения потоков нейтронов в активной зоне и защите. [c.78]

Теплоноситель, проходя через активную зону реактора с интенсивными потоками нейтронов различных энергий, активируется. В ряде случаев активация ядер, входящих в состав теплоносителя, незначительна по сравнению с активацией ядер примесей в теплоносителе. Примесями являются продукты коррозии внутренних поверхностей стальных стенок оборудования, а также загрязнения, вносимые в теплоноситель в процессе технологии его приготовления. Продукты коррозии внутренних поверхностей активной зоны поступают в теплоноситель в виде радиоактивных примесей. [c.86]

Во время движения теплоносителя внутри активной зоны происходит-образование активных J ядер. Скорость образования их пропорциональна произведению плотности потока нейтронов на макроскопическое сечение-активации. Поскольку нейтроны имеют различную энергию, а сечение активации зависит от энергии, это произведение превращается в сумму произведений или интеграл [c.88]

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]

Твэлы, находящиеся длительное время в активной зоне, облучаются слишком большим интегральным потоком нейтронов, и микротопливо имеет весьма высокие значения относительного выгорания тяжелых ядер (fima), что может привести к разрушению микротвэлов и повышению активности теплоносителя. Твэлы, быстро проходящие активную зону, наоборот, мала выгорают, и их нужно вернуть в активную зону на повторное использование. Таки.м образом, требуется систе.ма возврата невыгоревших твэлов в активную зону реактора со специальной установкой для измерения выгорания топлива в выгружаемых твэлах и сложным перегрузочным устройством. [c.24]

Теплопроводность изотропного графита при облучении при T Mnepaitype выше 600° С на 30—40% ниже, чем теплопроводность без облучения, коэффициент линейного расширения в результате облучения интегральным потоком нейтронов 4-1021 нейтр./см2 при температуре выше 1000°С сначала увеличивается примерно на 20%, а потом уменьшается на 30—75% начального значения. Физико-механические характеристики прессованных сортов графита под влиянием облучения меняются больше, чем изотропных сортов. Изменения происходят в направлениях вдоль и поперек оси прессования или выдавливания, причем эти изменения по осям довольно различи , что практически исключает возможность использования анизотропных сортов графита в виде крупноразмерных блоков в качестве конструкционного материала активной зоны реактора В ГР с призматическими твэлами [6]. Этот факт является весьма важным доказательством преимущества варианта реактора ВГР с шаровыми твэлами, поскольку твэлы при достижении интегрального потока (5—7)-10 нейтр./см и глубине выгорания топлива 10—15 /о выводятся из активной зоны, графитовые же блоки отражателя находятся в зоне существенно меньших температур и потоков нейтронов. [c.29]

Термопары вольфрам-рений успешно используются в инертном газе высокой чистоты, в водороде, а также в вакууме с ограничениями, указанными выше. Для стабилизации размеров зерна рекомендуется предвари тельный отжиг новой термопарной проволоки. Это делается в инертной атмосфере при температуре 2100 °С в течение от одного часа для и — 3 % Не до нескольких минут для У — 25% Не. Такая процедура отжига снижает также скорость образования интерметаллической о-фазы в сплаве Ш — 25% Не, которая в противном случае выпадает в части проволоки, находящейся длительное время при температурах от 800 до 1300 °С. Градуировочная таблица зависимости термо-э.д.с. от температуры была предложена [2], но пока формально не утверждена. Одно из важных применений термопар водвф-рам-рений будет рассмотрено ниже и состоит в измерении температур в ядерной энергетике в присутствии потока нейтронов. [c.292]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9]

Образование нейтронов при поглощении у-квантов может иметь некоторое значение для расчета защиты лишь при наличии следующих изотопов О , Ве , С и Ы . Пороги образования фотонейтронов на этих изотопах равны 2,23 1,67 4,90 и 5,30 Мэе соответственно. Фотонейтронные сечения для дейтерия и Ве очень малы (всего несколько миллибарн), но после остановки реактора эти реакции — почти единственный источник нейтронов. Кроме того, если в качестве защиты используется вода, г.оторая ослабляет нейтроны гораздо сильнее, чем у-из-лучение, то поток фотонейтронов, вызванный наличием в воде небольшой доли дейтерия (0,016%), на большой толщине (более 150—200 см) может превысить поток нейтронов, пришедших из реактора [1,7]. [c.15]

Рис. 9.10. Нормироианиые распреде.пе-Ш1Я потока нейтронов в активной зоне (односкоростная модель)

Односкоростная модель, рассмотренная выше, предполагает, что распределение источников нейтронов пропорционалоио распределению плотности полного потока нейтронов. На самом деле при делении образуются нейтроны разных энергий, причем энергия нейтронов деления значительно превышает энергию тепловых нейтронов, которые в основном вызывают деление ядер. Односкоростная модель не учитывает диффузию нейтронов в процессе замедления. Это особенно существенно для реактора с отражателем, где пространственное распределение потока может сильно зависеть от энергии нейтронов. Заметнее всего это проявляется в реакторах на тепловых нейтронах. В ряде случаев отражатель может служить основным источником тепловых нейтронов, например когда по техническим условиям невозможно или нежелательно смешивать замедляющий материал, состояший из легких ядер, с горючим. Тогда отражатель изготовляют из замедляющих материалов и замедление нейтронов в основном происходит в отражателе. [c.40]

Рис. 9.11. Сравнение распределений потоков нейтронов в активной зоне и в отражателе в случае одно- (а) и двухгрупповой (о) моделей.

Пример распределения плотности потоков в активной зоне и отражателе приведен на рис. 9.11. Спад плотности потока тепловых нейтронов в активной зоне и соответствующий пик в отражателе вызваны замедлением быстрых нейтронов в отражателе. Как видно из рисунка, в рассматриваемом примере на границе активной зоны и отражателя наблюдается положительный результирующий ток тепловых нейтронов из отражателя в активную зону [см. формулу (9.20)]. Пространственно-энepгвfllчe кoe распределение плотности потока нейтронов в активной зоне можно более точно определить из многогрупповой системы диффузионных уравнений, обычно используемых для описания критичности реактора. Решение такой системы удается достаточио просто реализовать с помощью ЭВМ [27], что в [c.41]

Yankee по высоте (а) и в радиальном направлении (б) (г измеряется от нижней границы активной зоны) О — энерговыделение X — отношение потоков нейтронов и у квантов —. — расчетное распределение потока у-квантов. [c.47]

Рис. 9.16. Угловое распределение плотности потока быстрых нейтронов ( >1,4 Л1зв), вылетающих из активной зоны водо-во.тя. юго реактора и на границах раздела слоев железа и воды. ------- пространственное распределение плотности потока нейтронов.

В качестве примера применения такого подхода для быстрых нейтронов на рис. 9.16 показаны угловое распределение плотности потока нейтронов с >1,4 Мэе на границе одномерной плоской активной зоны водо-водяного реактора, рассчитанное методом дискретных ординат по программе РОЗ [34], и результирующее от этого распределения поле нейтронов в гетероген- [c.54]

При расчете поля замедляющихся и тепловых нейтронов наиболее щироко используется сочетание метода сечений выведения для быстрых нейтронов с диффузионным методом для замедляющихся и тепловых нейтронов. Подробно различные модификации такого комплексного подхода и соответствующие программы для ЭВМ описаны в 5.4. В случае однородной защиты удается получить довольно простые аналитические выражения для плотности потока нейтронов. Например, при простейшем двухгрупповом рассмотрении, а именно для одной группы быстрых нейтронов и одной группы медленных нейтронов для однородной протяженной защиты, примыкающей к активной зоне больших размеров, плотность потока медленных нейтронов на достаточном удалении от активной зоны [см. формулу (5.151)] описывается следующим выражением (при 1) [c.55]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...