Нейтроны избыточные

V Кора пульсара Нейтронно-избыточные ядра с Z>Zf,- -нейтроны 10 slO -10 —10 Ультрарелятивистский вырожденный электронный газ Н-жёсткая кристаллическая решётка [c.507]

Металл, полученный путем восстановления окислов или галоидных соединений, подвергается окончательной обработке, покрывается защитной оболочкой и представляет собой начальный элемент, дающий тепловые нейтроны. Избыточные нейтроны, возникающие при делении поглощаются с образованием-Ри [см. уравнение (П.1)] или торием с образованием см. уравнение (11.2)]. [c.328]

И у далеких трансурановых элементов могут быть сравнительно долгоживущие изотопы — с периодами полураспада порядка месяцев, а не часов или секунд. Только эти изотопы должны быть нейтронно-избыточными. [c.186]

Известно, что ядра атомов состоят из протонов и нейтронов. Чем больше в ядре атома протонов, тем больше в нем и нейтронов. Но с возрастанием номера элемента количество нейтронов превосходит количество протонов. Их число возрастает в таблице элементов и у урана в ядре содержится 92 протона и 146 нейтронов, число избыточных нейтронов здесь достигает 54. В связи с этой особенностью состава ядер отношение числа нейтронов к числу протонов возрастает по мере усложнения атомов и увеличения их массы - от 1 у первых элементов до величины 1,56 - 1,57 у последних, то есть близко к 1,6. Создается впечатление, что в пределе отношения массы элемента к коли- [c.76]

Известно, что ядра атомов состоят из протонов и нейтронов. Чем больше в ядре атома протонов, тем больше в нем и нейтронов. Но с возрастанием номера элемента количество нейтронов превосходит количество протонов. Их число возрастает в таблице элементов и у урана в ядре содержится 92 протона и 146 нейтронов, число избыточных нейтронов здесь достигает 54. В связи с этой особенностью состава ядер отношение числа нейтронов к числу протонов возрастает по мере усложнения атомов и увеличения их мае- [c.255]

В 1934 г. большая группа итальянских физиков во главе с Ферми начала серию опытов по изучению искусственной (3-активности, возникающей в результате облучения различных элементов нейтронами. Появление р-активности, очевидно, связано с тем, что при присоединении к ядру (А, Z) нейтрона возникает возбужденное промежуточное ядро (Л + 1, Z) с энергией возбуждения W = гп + Т я с избыточным (по сравнению с соотношением в стабильном изотопе) нейтроном. [c.290]

Кроме того, можно предполагать, что часть избыточных нейтронов будет непосредственно испускаться из осколков в виде нейтронов деления, или вторичных нейтронов, которые также уносят некоторую часть энергии деления Qn. [c.360]

Выше уже указывалось, что кристаллы с точечными дефектами в определенном количестве могут быть термодинамически равновесны. Однако в ряде случаев возникают и избыточные неравновесные точечные дефекты. Различают три основных способа, с помощью которых дефекты могут быть созданы быстрое охлаждение от высоких до сравнительно низких температур (закалка) дефектов, которые были равновесны до закалки, пластическая деформация, облучение быстрыми частицами. Возникающие в этих случаях типы точечных дефектов, как правило, те же, что и вблизи термодинамического равновесия. Однако относительные доли каждого типа дефектов могут существенно отличаться от характерных для равновесия. Поэтому в изучении дефектов решетки особую роль играют экспериментальные методы, такие, как изучение электросопротивления (зависимости его от температуры и времени), рассеяния рентгеновских лучей и нейтронов, зависимости теплосодержания от температуры и времени, механических свойств, ядерного гамма-резонанса, аннигиляции позитронов и т. д. [c.235]

Ядро с избыточным содержанием нейтронов достигает устойчивого состояния вследствие излучения лишних нейтронов или при превращении некоторых из них в протоны. Последний процесс и является причиной бета-распада, уже упоминавшегося ранее в связи с описанием естественной радиоактивности. Хотя бета-частицы (электроны) не могут существовать внутри ядра среди положительно заряженных протонов, нейтрон может излучить электрон и при этом превратиться в протон затем электрон немедленно покидает ядро в виде бета-частицы, а протон остается в ядре. Кроме того, наряду с электроном из нейтрона (а затем и из ядра) вылетает также и другая частица, называемая нейтрино . Поскольку она не имеет ни массы покоя, ни электрического заряда, ее очень трудно обнаружить при помощи обычных приборов, но существование нейтрино в природе полностью сейчас подтверждено благодаря его ядер-ным и магнитным взаимодействиям. [c.54]

Излучение альфа-частицы не изменяет количества избыточных нейтронов, но, уменьшая общее число нейтронов и протонов (каждого на два), ведет к увеличению отношения нейтронов к протонам. Например, гипотетическое ядро, содержащее 30 нейтронов и 20 протонов, имело бы отношение нейтронов к протокам, равное 1,5 (если бы такое ядро существовало, это был бы изотоп кальция с массовым числом 50). Излучение альфа-частицы изменило бы это отношение до 1,55. [c.57]

Реакция деления тяжелых элементов. Основным процессом реакторной техники является реакция деления. Захват нейтрона делящимся ядром приводит к его расщеплению с выделением значительной энергии и испусканием избыточных нейтронов. Когда скорость образования нейтронов равна или превосходит суммарную скорость их поглощения внутри реактора и вылета за его пределы, возникает самоподдерживающаяся цепная реакция. Реакторная физика исследует условия поддержания цепной реакции деления в рассматриваемой системе делящихся и неделящихся материалов и определяет распределение плотности нейтронных реакций внутри системы. Ядерная химия изучает химические последствия тех или иных нейтронных реакций (в том числе реакции деления), протекающих в реакторе. Первоочередная задача при этом состоит в определении состава продуктов деления и в оценке важности их свойств для практического использования. Сначала будет проведено общее рассмотрение процесса деления, а затем дана классификация продуктов деления с точки зрения их полезности и важности в реакторной технике. [c.120]

В каждой кассете имеется 4 элемента с выгорающим поглотителем нейтронов. Назначение этих компенсирующих стержней состоит в подавлении начальной избыточной реактивности и компенсации температурного эффекта. Благодаря этому поглощению возможно поддержание постоянной небольшой концентрации борной кислоты в первом контуре при полной нагрузке реактора во время всего цикла. Реактор характеризуется высоким отрицательным температурным коэффициентом реактивности, что позволяет провести его пуск из холодного состояния. Во время пуска первого контура циркуляционный насос работает с минимальным расходом, необходимым для надежной работы гидродинамических подшипников. После прекращения циркуляции через нижний гидравлический затвор с помощью подачи азота под колпак можно начинать снижение концентрации борной кислоты в первом контуре подводом в него чистой воды. После достижения критического состояния и нагрева воды до температуры 80—100°С расход воды на выходе из активной зоны будет равен расходу воды через циркуляционный насос азот из-под колпака нижнего гидравлического затвора удаляется, и первый контур постепенно переводится на номинальные параметры. [c.104]

Для поддержания реактора в критическом режиме избыточное число нейтронов, образующихся при каждом акте деления, должно быть удалено из цепной реакции. Часть нейтронов теряется вследствие утечки из активной зоны, часть —поглощается конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, а также продуктами деления урана, в частности ксеноном Хе. Определенная часть нейтронов поглощается находящимся в тепловыделяющих элементах изотопом урана в результате чего образуется вторичное ядер-ное горючее — плутоний 2з Pu. Оставшиеся избыточные нейтроны поглощаются стержнями управления и защиты, а также вводимой в теплоноситель некоторых типов реакторов борной кислотой, используемой для их регулирования. С учетом этого общая реактивность реактора является алгебраической суммой ряда составляющих, определяемых каждым из этих процессов. Влияя на эти составляющие (например, путем перемещения регулировочных стержней, изменения концентрации борной кислоты и пр.), можно увеличить реактивность до некоторого максимального в данный момент значения. В этом смысле говорят о запасе реактивности. Для поддержания реактора в критическом состоянии по мере выгорания ядерного горючего в процессе рабочей кампании реактора постепенно выдвигают из активной зоны регулировочные стержни и уменьшают концентрацию борной кислоты в теплоносителе. При этом запас реактивности уменьшается. [c.152]

Одна из основных проблем маневренности АЭС состоит в преодолении ксенонового отравления реактора при его быстрой разгрузке. При быстром снижении мощности, связанном с уменьшением нейтронного потока, уменьшается выгорание Хе, а его образование в результате радиоактивного распада образовавшегося еще в период работы реактора на большой мощности, остается на прежнем уровне. Вследствие этого в активной зоне реактора происходит избыточное накопление ядер являющихся сильным поглотителем нейтронов. В результате этого через несколько часов после снижения мощности реактивность реактора становится отрицательной и, если не принять специальных мер, количество нейтронов каждого последующего поколения будет уменьшаться, что приведет к остановке реактора. Необходимая для удержания реактора в работе при пониженной нагрузке компенсация отрицательной реактивности производится выдвижением из активной зоны регулировочных стержней, а также быстрым выведением борной [c.153]

КИСЛОТЫ из теплоносителя [1]. В конце кампании реактора запаса его реактивности может не хватить для компенсации ксенонового отравления, особенно при больших изменениях нагрузки, поскольку избыточное поглощение нейтронов Хе и обусловленная этим отрицательная реактивность возрастают с увеличением глубины разгрузки. Отмеченное обстоятельство ограничивает допустимую величину разгрузки реактора. Применение скользящего давления, повышая реактивность за счет понижения средней температуры теплоносителя в реакторе, позволяет существенно увеличить допустимую глубину разгрузки реактора, улучшая тем самым маневренные свойства блока. [c.153]

Чтобы осуществить в реакторах эти реакции, необходимо получать избыточные нейтроны за счет цепной реакции деления Следовательно, является первоисточником нейтронов, необходимых для преобразования природного и в де- [c.83]

Цепная реакция деления ядерного топлива протекает благодаря избыточным нейтронам. Под воздействием нейтронов в облучаемых конструкционных материалах реактора (оболочки твэлов, детали ТВС, внутриреакторные устройства, корпус), а также в теплоносителе и материалах биологической защиты, в газовой атмосфере, заполняющей пространство между реактором и его биологической защитой, многие химически стабильные (нерадиоактивные) элементы превращаются в радиоактивные. Возникает так называемая наведенная радиоактивность, усложняющая эксплуатацию, требующая применения защитных устройств и средств дистанционного обслуживания. Радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах реактора, и прежде всего его активной зоны, существенные радиа ционные повреждения (охрупчивание, распухание, повышенную ползучесть). [c.87]

Топливо активной зоны реакторов на тепловых нейтронах окружено в осевом и радиальном направлениях зонами воспроизводства. Сердечники твэлов зоны воспроизводства изготовляются из воспроизводящего материала (в металлической или иной форме), каким является обедненный отвальный уран , содержащий 99,7—99,8 % Назначение зоны воспроизводства — производить плутоний в результате захвата избыточных нейтронов, вылетающих из активной зоны, воспроизводящими нуклидами. Таким образом, отвальный уран в зоне воспроизводства выполняет роль сырьевой базы для наработки плутония. [c.144]

Темпы строительства и ввода в эксплуатацию мощностей АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по возможностям обеспечения их плутониевым топливом зависят от темпа (скорости) наработки плутония, который определяется временем удвоения топлива. Время удвоения зависит от двух параметров избыточного коэффициента воспроизводства (ИКВ = КВ—1) и времени внешнего топливного цикла Гвн, которое должно быть по возможности малым. [c.467]

Для достижения Г2=10 лет необходимо иметь КВ>1,4 при Гвн 1 год. При этом потребление Ри за один топливный цикл составит около 5 т/ГВт(эл.) [загрузка активной зоны ( 3,5 т) и плутоний ( 1,5 т), находящийся вне реактора в отработавшем топливе, выгруженном из реактора]. Расчеты показывают, что наработка избыточного Ри должна быть не менее 0,3 т/ГВт(эл.) в год. Задержка до 2—3 лет в переработке отработавшего топлива и рецикле накопленного Ри вызовет накопление его вне реактора в количестве, равном или превышающем загрузку в активную зону. Расчеты показывают, что главный путь снижения количества Ри, задерживаемого вне реактора,— это сокращение Гвн и, в первую очередь, времени выдержки топлива, выгруженного из активной зоны реактора. Увеличение КВ сокращает время удвоения топлива и всегда оправдано экономически, особенно в условиях более высоких удельных капиталовложений в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по сравнению с капиталовложениями в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. [c.467]

Режим работы реактора с перегрузкой на ходу позволяет иметь минимальную топливную загрузку активной зоны, а следовательно, и свести к минимуму устройства компенсации избыточной реактивности. Система компенсации состоит из герметичных камер, заполненных легкой водой, выполняющей роль поглотителя тепловых нейтронов. Уровень воды в камерах может изменяться от максимума до нуля. Компенсация избыточной реактивности осуществляется также подачей в замедлитель раствора сильных поглотителей тепловых нейтронов (бора или гадолиния). Кроме того, для выравнивания эпюры энерговыделения в бак-каландр вводятся регулирующие стержни из нержавеющей стали. Оперативное снижение мощности выполняется стержнями, содержащими кадмий. [c.180]

Применение воды в качестве замедлителя нейтронов обеспечивает значительный отрицательный температурный коэффициент реактивности. В соответствии с этим регулирующие стержни в данном реакторе используются только для компенсации избыточной реактивности чистой холодной активной зоны, которая равна 0,122 А/с//с. После установки реактора в назначенном месте под водой регулирующие стержни выводятся из активной зоны и дальнейшее автоматическое регулирование обеспечивается отрицательным температурным коэффициентом реактивности (независимо от потребляемой мощности). В период всего срока службы установки компенсация выгорания топлива осуществляется вследствие выгорающего поглотителя. [c.246]

Рассмотрим теперь ядро, обладающее избытком протонов. Здесь мы сталкиваемся с одним неожиданным обстоятельством. В тяжелых ядрах, таких, как ядра радия или урана, мы вообще не будем наблюдать превращения избыточных протонов в нейтроны, сопровождаемого испусканием позитронов этому препятствует само строение тяжелых ядер. Тем более невозможным оказывается здесь непосредственное выбрасывание из ядра избыточных протонов. [c.29]

С течением времени обнаруживались все новые и новые искусственно-радиоактивные элементы. Если ядра таких элементов содержат избыток нейтронов, излучаемыми частицами являются, как правило, электроны. Если же в ядрах имеется избыток протонов, то избыточный протон превращается в нейтрон, а положительный заряд уносится образующимися позитронами. По энергетическим причинам только атомы самых тяжелых элементов (начиная с висмута, Bi) испускают ос-частицы. [c.45]

Весьма распространен также третий вид превращения, открытый Альваресом в 1935 г. и наблюдаемый при определенных энергетических условиях. При этом превращении один из электронов ближайшей к ядру /(-оболочки захватывается ядром и вступает там во взаимодействие с избыточным протоном, в результате чего образуется нейтрон [c.45]

Известно более ста превращений этого типа. Поскольку вновь образующиеся ядра обладают некоторым избытком нейтронов, можно ожидать, что в большей части они окажутся радиоактивными. И действительно, в ряде случаев наблюдается превращение избыточного нейтрона в протон и происходит испускание электрона. Примером может служить опять-таки изотоп хлора С1 [c.126]

Кроме объяснения ряда свойств невозбужденных ядер, модель ядра в виде жидкой капли получила широкое применение в теории ядерных реакций. Как будет подробнее показано ниже, теория составного ядра Бора позволяет объяснить, почему ядро, образованное в результате столкновения и захвата нейтрона или протона, существует значительное время, не распадаясь. Оно оказывается как бы в подогретом состоянии и проходит некоторое время, прежде чем достаточная часть избыточной энергии сконцентрируется в результате случайной флуктуации у одной из частиц, которая благодаря этому получит возможность покинуть ядро. Это напоминает испарение из жидкой капли, протекающее при низкой температуре, — процесс, происходящий очень медленно, даже если полное теплосодержание капли намного превосходит энергию, необходимую для освобождения одной молекулы. [c.60]

Этому выражению можно придать более точную форму. В самом деле, в следующем поколении при наличии избыточной реактивности плотность нейтронов будет равна п (1+А/с). Поэтому скорость изменения плотности нейтронов без учета запаздывающих нейтронов подчиняется уравнению [c.298]

Экснериментально установлено, что механические и магнитные моменты четно-четных ядер равны нулю. Для ядер же нечетно-четных и четно-нечетных магнитные моменты отличны от нуля. Это наводит на мысль, что магнитные моменты нечетно-четных ядер обуслоилены движением избыточного , нечетного протона, а для четно-нечетных ядер — обусловлены движением избыточного , нечетного нейтрона. [c.122]

Под действием медленных нейтронов реакции этого типа не осуществляются по той причине, что для вылета протона из ядра ему нужно сообщить избыточную энергию, равную сумме его энергии связи и энергии по преодолению потенциального барьера. Для легких ядер имеются исключения из этого правила — реакция 7N (п, р) с сечением 1,75 барн и реакция (п, р) с сечением 33 барн. В результате реакци получаются ядра с избыточным числом протонов, которые испытывают Р-радирактив-ность. Для период полураспада Т 5568 лет, для ядер период полураспада 7 = 87,1 дня. Эти изотопы имеют большое применение в химии, биологии, археологии как индикаторы ( 3). [c.283]

Разберем теперь влияние на процесс деления взаимодействий, описываемых четвертым слагаемым в формуле для удельной энергии связи ядер. Эти взаимодействия стремятся уравнять число протонов и нейтронов в ядре. Из-за кулоновского отталкивания протонов (третье слагаемое) ядру, напротив, энергетически выгодно иметь поменьше протонов. Для легких ядер влияние четвертого слагаемого преобладает, и они имеют примерно поровну протонов и нейтронов (например, аоСа ). С увеличением числа частиц в ядре возрастает роль кулоновской энергии. Чем тяжелее ядро, тем больший процент нейтронов имеют стабильные ядра (например, gjPb ). Когда тяжелое ядро начинает делиться, т.о оно растягивается. При этом кулоновская энергия уменьшается, в то время как энергия симметрии (четвертое слагаемое в формуле для энергии связи) не меняется. За счет увеличения относительной роли четвертого слагаемого делящееся ядро и получающиеся после деления перегруженные нейтронами осКолки стремятся избавиться от избыточных нейтронов. Уменьшение процентного содержания нейтронов совершается двумя путями. Во-первых, в осколках происходит [c.541]

II эксплуатацию со значительным избытком реактивности, чтобы обеспечить критичность в течение всего срока службы его активной зоны. Действующие в настоящее время в США реакторы делятся на два типа Yankee и Dresden. Избыточная реактивность в значительной степени расходуется в процессе большей части срока эксплуатации активной зоны. Избыточные нейтроны просто поглощаются регулирующими органами, стержнями или раствором солей бора. Это также вызывает осложнения во время. пуска реактора регулирующие стержни должны выводиться из активной зоны с большой осторожностью. [c.170]

НО соответствует рабочему диапазону конструкционного материала. Для аустенитных коррозионно-стойких сталей РР может достигать больших виачений — до 30—40 % при флюен-сах быстрых нейтронов (1,5- -2,5) X X 10 - нейтр./м . Механизм РР объясняется накоплением в процессе облучения избыточных вакансий, их конденсацией и зарождением в металле [c.460]

Допустимое среднее истинное объемное паро-содержание ф в активной зоне корпусного кипящего реактора для сохранения устойчивости его работы, должно быть не выше 40 %. Кипящий корпусной реактор обладает некоторьгм избытком (по сравнению с ВВЭР) органов компенсации избыточной реактивности (доля объема активной зоны, занимаемого компенсирующими и регулирующими стержнями, в кипящем реакторе составляет примерно 15 %, а в реакторе ВВЭР — около 7 %). Этот избыток объясняется тем, что компенсация избыточной реактивности в кипящих реакторах выполняется исключительно с помощью стержневых поглотителей в отличие от ВВЭР, где применяется борное регулирование. Бор достаточно хорошо растворятся в паре, поэтому борное регулирование при работе кипящего реактора использоваться не может. Спектр нейтронов в активной зоне корпусного кипящего реактора из-за наличия в ней пара несколько более жесткий, чем у ВВЭР. Это обусловливает некоторое увеличение наработки плутония в тепловыделяющих сборках кипящих растворов по сравнению с ВВЭР. Обогащение топлива, загружаемого в активную зону кипящих реакторов, равно 2,5—3,0 %, тогда как для ВВЭР (PWR) оно составляет от 3 до 4,9 %. [c.147]

При определении допустимых напряжений в методике прочностных расчетов в части III установлена максимальная температура для ферритной стали 370 °С.. для аустенитной стали 430 °С. следовательно, область ползучести не регламентирована. Позже началась разработка и проектирование реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с высокими рабочими температурами. В связи с этим возникла необходимость установления норм проектирования для области ползучести. Внесение исправлений и дополнений к Нормам ASME 1331 привело к разработке Норм расчета 1592—1 , а также наряду с этим 1594 (изготовление), 1594 (контроль), 1595 (испытание), 1596 (предотвращение возникновения избыточного давления). В издание 1977 г. в часть III внесены исправления, одновременно Нормы расчета 1592—10 относительно ядерных установок получили обозначение N-47. [c.33]

В работе [77] методом неупругого рассеяния нейтронов при 100-300 К была изучена плотность фононных состояний д ио) в нанопорошке n-Ni, в компактированном нанокристаллическом образце n -Ni с относительной плотностью 80 % и в крупнозернистом никеле. Размер зерен в n-Ni и n -Ni составлял 10 нм. Наиболее заметным размерным эффектом является увеличение плотности фононных состояний g uj) образцов n-Ni и n -Ni в сравнении с крупнозернистым никелем в области энергий ниже 14 МэВ (см. рис. 3.12). Расчет с использованием данных по плотности фононных состояний показал, что теплоемкость n -Ni при Т 22 К в 1,5-2 раза больше теплоемкости крупнозернистого никеля. Но мнению [77] изменение фононного спектра и повышенная теплоемкость n -Ni обусловлены вкладом границ зерен с пониженной плотностью вегцества. В [77] также отмечено, что избыточная теплоемкость компактных наноматериалов в области комнатной температуры скорее всего обусловлена примесью атомов водорода, чьи колебания возбуждаются при Т 300 К. [c.163]

Колебательные спектры таких неупорядоченных систем как стекла и аморфные тела суш ественно отличаются от спектров обычных кристаллов. Плотность колебательных состояний кристаллов в низкоэнергетической области хоропю описывается де-баевским законом (3.20). В отличие от кристаллов в спектрах стекол и аморфных веш еств при энергиях меньгпе 1 К наблюдается постоянная плотность колебательных состояний, а в области энергий 2-10 мэВ (> 15 К) имеется избыточная (по сравнению с дебаевской) плотность колебательных состояний. Эта избыточная плотность состояний наблюдается во всех стеклах и проявляется в низкоэнергетических спектрах неупругого рассеяния нейтронов, низкочастотных спектрах комбинационного рассеяния света (КРС), в спектрах инфракрасного поглош ения, в низкотемпературной теплоемкости и теплопроводности. Согласно модельным представлениям [12-16] колебательные возбуждения, ответственные за избыточную плотность состояний в неупорядоченных телах, локализованы в области, содержаш ей от нескольких десятков до сотни атомов и имеюш ей размер от одного до нескольких нанометров. Таким образом, низкоэнер- [c.183]

Лля дальнейшего важно различать между собой в к-ош осколке деления единичные заряженные частицы в точке Hki с зарядами Zki и заряженное ядро в точке Як, подверженное радиоактивному / -распаду. Напомним, что осколки деления являются интенсивнейшими / -излучателями, причем бета-распад — это внутринуклон-ный процесс, обусловленный слабыми взаимодействиями и идуш ий для избыточных нейтронов осколка по схеме п р + е +V. Поэтому обозначим заряд в точке Як в момент времени t через Заряд Zk представляет собой суммарный протонный заряд Хк самого ядра (первоначальный протонный заряд осколка + протонный заряд про- [c.279]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...