Реактор термоядерный тепловой

I — термоядерный реактор 2 — тепловой преобразователь 3 — система инжекции 4 — магнитная система [c.285]

Ограниченность запасов угля, ценность его как химического сырья, неблагоприятное воздействие вредных продуктов сгорания на окружающую среду ускорят замену его ядерным топливом. Однако из-за низкой эффективности топливного цикла в реакторах па тепловых нейтронах (о чем говорилось выше) окончательное вытеснение атомными электростанциями обычных угольных ТЭС начнется после перехода на реакторы на быстрых нейтронах с воспроизводством топлива. После 2000 г. может начаться введение в эксплуатацию термоядерных электростанций. Одновременно планируются все большая электрификация энергетики и централизация распределения энергии через ЕЭС [29, 31, НО]. [c.152]

В соответствии со структурой энергетического баланса, показанной в табл. 6-3, один из возможных вариантов мирового потребления энергетических ресурсов в рассматриваемый период может быть представлен, с точки зрения автора, цифрами табл. 6-4. Представляет интерес сопоставление, сугубо ориентировочное, предполагаемого расхода энергетических ресурсов по уровню 2020—2030 гг. (табл. 6-5) с данными об их запасах в мире, приведенными в табл. 2-2. Запасы ядерного горючего выше указанных в таблице, так как приведенные цифры даны применительно к реакторам на тепловых нейтронах, в то время как использование реакторов на быстрых нейтронах уменьшает расход ядерного горючего в 30—50 раз не учитывают запасы исходного горючего для термоядерных реакций. [c.121]

В период 2012-2025 гг. (фаза 3) будет разработана и создана инженерная тест-установка, которая призвана продемонстрировать способность эффективного отбора энергии термоядерного микровзрыва камерой реактора. При тепловой мощности реактора 100-300 МВт стоимость установки оценивается в 2 млрд. . Успешная работа тест-установки позволит после 2025 г. перейти к созданию демонстрационного реактора ИТС, способного производить электроэнергию для потребителей с конкурентоспособными экономическими показателями. [c.170]

Телескоп из счетчиков 521 Тензорные силы 507 Теория возмущений 524, 528, 532 Теория возраста 308 Тепловые нейтроны 298 Тепловые реакторы 387 Термализация 298 Термоядерная реакция 479 Тета — пинч — эффект 482 Томсона модель атома 15—16 Томсоновское рассеяние у-лучей 244 Ториевая вилка 142 Тормозное излучение 233 Транспортная длина 307 Трансурановые элементы 413 Триплет см. Мультиплет Туннельный переход 126, 396 Турбулентный нагрев 483 [c.719]

Подобные колебания происходят с суточным и годовым циклом в грунте Земли и других планет. Радиолокационные измерения параметров этих колебаний на Луне позволили оценить теплофизические свойства грунта вблизи ее поверхности. Мощное импульсное тепловое воздействие на стенки и, следовательно, возникновение температурных волн характерно для проблемы лазерных термоядерных реакторов. [c.29]

Анализ выражений показывает, что КПД л термоядерной энергетической установки во всех случаях близок к КПД Лт теплового преобразователя, так как в реакторе-токамаке полный коэффициент усиления Х достаточно велик, обычно X > 100. Для получения более точных данных о работе установки можно использовать следующие значения [c.286]

В качестве примера рассмотрим лазерный термоядерный синтез, при котором термоядерные микровзрывы вызываются лазерным излучением. Для обеспечения положительного выхода энергии в рассматриваемой системе лазер -термоядерный реактор — тепловой преобразователь должны быть выполнены определенные условия. [c.286]

При разработке лазерных термоядерных установок в основном предусматривается преобразование энергии синтеза сначала в теплоту, а затем в электрическую энергию. Важной задачей при создании таких установок, как и в реакторах-токамаках, является обеспечение защиты первой стенки реактора, воспринимающей мощный тепловой удар, от термоядерного микровзрыва. [c.288]

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]

На базе угля в США вырабатывается почти половина всей электроэнергии, поэтому доклад начинается с вопросов современного состояния и развития технологии использования угля. Затем рассматривается использование ядерной, геотермальной и солнечной энергии (для последней — два способа преобразования тепловой и фотоэлектрический), а также энергии ветра. В заключение рассматриваются реакторы-размножители на быстрых нейтронах и управляемый термоядерный синтез. [c.82]

Солнце имеет гигантские размеры, его радиус более чем в 100 раз превышает радиус нашей планеты, и поэтому, несмотря на то что солнечный обмен веш еств протекает со скоростью всего лишь около 5-10 (кал/г)/с, температура в солнечных недрах достигает миллионов градусов. Температура же его поверхности — около 6000 градусов — как раз определяет уровень, при котором потери солнечного тепла уравновешиваются такой скоростью выделения тепла внутри Солнца. Аналогичные рассуждения о тепловом балансе можно применить и по отношению к гипотетическому термоядерному реактору, активная зона которого, естественно, будет иметь ничтожные размеры по сравнению с объемом Солнца Для того чтобы сохранить температурные условия термоядерного синтеза, нам, следовательно, необходимо будет использовать такой источник энергии, который обеспечивал бы колоссальную скорость выделения тепла внутри активной зоны. С другой стороны, очень малые размеры активной зоны должны привести к огромной утечке тепла с каждой единицы поверхности прирученного солнца , что намного превышает реальную утечку солнечного тепла. Само по себе это не так уж и плохо, а с практической точки зрения будет даже полезно. Однако потеря тепла все же огромна, что еще раз подчеркивает необходимость использования в термоядерном реакторе такого топлива, скорость выделения тепла которого была бы гораздо больше солнечной. [c.99]

При помощи-ускорителей частиц, имеющихся сейчас на вооружении ядерной физики, к сожалению, нельзя получить всю необходимую нам энергию для ядерных реакций синтеза. Например, предположим, что в таком ускорителе с помощью пучка дейтронов энергией 1 МэВ бомбардируется мишень из дейтерия, первоначально имеющая комнатную температуру. Средняя кинетическая энергия ядер дейтерия в мишени при комнатной температуре составляет примерно 0,025 эВ (в каждом грамме мишени содержится около З-Ю таких ядер). В лучшем случае только 10% бомбардирующих дейтронов (пучок таких дейтронов может содержать всего около 10 частиц) будет вступать в ядерную реакцию синтеза с участием дейтронов мишени (возможно, лишь после многочисленных столкновений) и отдавать тем самым часть своей кинетической энергии на термоядерную реакцию. А остальные 90% не вступают в реакцию синтеза, хотя они также отдают некоторую часть своей энергии ядрам мишени (в принципе этот процесс близок к замедлению нейтронов в обычных ядерных реакторах). Вся выделившаяся энергия (и термоядерная, и кинетическая), поднимающая температуру мишени всего на несколько градусов, будет быстро уменьшаться в результате последующих столкновений (в которых, кроме дейтронов мишени, участвуют образующиеся нейтроны и гамма-кванты). Таким образом, бомбардировка дейтронами высоких энергий приводит в ускорителе лишь к тому, что эти дейтроны как бы растворяются в огромном количестве дейтронов мишени, обладающих низкой энергией. Оказывается, для того чтобы началась самоподдерживающаяся ядерная реакция синтеза, необходимо поднять температуру мишени до нескольких миллионов градусов. Только тогда беспорядочные столкновения, обусловленные тепловым движением дейтронов мишени, будут приводить к достаточно частым реакциям ядерного синтеза, чтобы выделившаяся энергия смогла превзойти энергию бомбардирующих дейтронов. Однако дам<е самые мощные современные ускорители не могут придать пучку бомбардирующих частиц энергию, способную разогреть мишень до [c.104]

Когда национальная программа развития энергетики была представлена в конгрессе, ожидалось, что ее рассмотрение займет несколько месяцев, а ряд наиболее сложных позиций програм.мы будет существенно пересмотрен. Среди главных направлений программы были экономия энергии и увеличение роли угля использование тепловых или обычных ядерных реакторов в качестве последнего средства приостановка сооружения реакторов-размножителей при одновременном развитии исследовательской работы в этом направлении и в направлении термоядерного синтеза развитие исследований по возобновляемым источникам энергии, в особенности по солнечной и геотермальной энергии, которые будут являться основой энергетической политики в весьма отдаленной перспективе. В области энергопотребления был принят принцип применения политики цен для экономии энергии при разрешении повышения цен на нефть и нефтепродукты до мирового уровня. Подобная политика усиленно обосновывалась и в одной из работ 1979 г. [108]. [c.285]

Вполне правдоподобно, что урановый век или, точнее, нужда в больших количествах урана для тепловых реакторов продлится всего 50—60 лет, с возрастающими добавками тория н плутония из реакторов-размножителей вплоть до овладения термоядерным синтезом, когда энергетическим источником будет служить тяжелый водород. В целом урановый век как время использования урана в качестве невозобновляемого источника энергии может оказаться даже короче (скажем, 1990—2050 гг.), чем нефтяной век (приблизительно 1930—2000 гг.), причем они будут взаимно перекрываться в течение десятилетия (как было с уголь- [c.302]

Физические основы термоядерной энергетики достаточно просты и хорошо изучены. Известно, что для превращения внутриядерной энергии в тепловую в широких масштабах, кроме реакций деления тяжелых ядер, принципиально возможно использование реакций синтеза легких ядер. Известно также, что число реакций, а следовательно, и количество выделяемой энергии в единице объема вещества в единицу времени пропорционально эффективному сечению (количественной характеристике вероятности) реакции, концентрациям и относительной скорости взаимодействующих ядер. С учетом этого соотношения можно выбрать наиболее перспективные реакции и сформулировать физические условия возможности создания термоядерного реактора. [c.151]

Общая тепловая нагрузка на стенку бланкета термоядерного реактора определяется суммой произведений Еа и равна примерно 1000 Вт/см , причем стенка обращена с одной стороны к водородному вакууму, а с другой омывается жидкометаллическим теплоносителем (литий, натрий), или расплавом солей, или газом (например, гелием). Таким образом, стенка бланкета термоядерного реактора снаружи должна также противостоять механической нагрузке в виде давления теплоносителя, причем это давление определяется конструктивной схемой бланкета и может составить несколько атмосфер. [c.14]

Ниобиевые сплавы вызывают большой интерес как материалы для оболочек ядерного топлива (из-за малого ядерного сечения), их используют в качестве коррозионно-стойких материалов в области химической технологии, а также в конструкциях авиадвигателей. Сплав Nb-1 % (по массе) Zr отличается малым сечением захвата тепловых нейтронов, приемлемой прочностью и прекрасной технологичностью, поэтому его широко применяют в ядерных системах, которые содержат жидкие металлы, работающие при 982-1200 °С. Нередко этот сплав рассматривают как перспективный материал для "первой стенки" термоядерных реакторов и применяют в лампах, работающих на парообразном натрии. [c.311]

Последние два десятилетия характеризуются мощным развитием целого ряда отраслей новой техники. Создание реактивных двигателей и космических кораблей, установок непосредственного преобразования тепловой энергии в электрическую и электронно-вычислительных машин, сооружение атомных реакторов, разработка проблем термоядерного синтеза — все это потребовало создания многих новых металлических материалов с лучшими или принципиально новыми физическими, химическими и механическими свойствами. [c.5]

Огромной концентрацией энергии обладают, как известно [см. 4], ядерные и термоядерные топлива, что нрактическп снимает проблему их транспортирования. Однако пока полнота превращения их энергии в полезные виды невелика, например для природного урана в теплоту — менее 1% в реакторах на тепловых нейтронах и до 20—30% в реакторах на быстрых нейтронах (которые начнут вводиться в эксплуатацию широко только после 1980 г.) в электрическую и механическую энергии — соответственно 0,2—0,4% (на тепловых нейтронах) и 4—12% (на быстрых нейтронах). [c.101]

В связи с этим во всех развитых странах развернуты и реализуются энергетические программы, предусматриваюш ие расширенный ввод в эксплуатацию атомных электростанций о тепловыми реакторами освоенных типов (в первую очередь реакторов с обычной водой под давлением). Значительное место в программах уделяется вопросам ускоренного развития новых типов реакторов, прежде всего реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. В последние годы в энергетические программы развитых стран, как обязательный элемент, включаются исследования, направленные на поиски путей создания реактора термоядерного синтеза. [c.7]

На следующем этапе атомной энергетики, сначала 90-х годов, базовыми станут АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые вытеснят АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в полупико-вую область графиков нагрузки [16 гл. VII]. В начальный период строительства АЭС с реакторами на быстрых нейтронах будет целесообразно применять параметры пара, обычные для электростанций органического топлива. В дальнейшем могут найти применение высокотемпературные реакторы. В принципе они открывают возможность применения паротурбинного цикла сверхвысоких параметров. Однако рациональность такого решения не очевидна, поскольку в качестве теплоносителя первого контура не может быть применена вода. Обязательное наличие на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах первого жидкометаллического или газового контура приводит к мысли о целесообразности применения для АЭС с высокотемпературными быстрыми реакторами комбинированных энергетических установок с газовыми турбинами или МГД-генераторами [9]. Такие же комбинированные схемы представляются перспективными и для будущих термоядерных установок (см. рис. XV.8). [c.253]

При используемом в настоящее время в легководных реакторах типа ВВЭР ядерном топливе, обогащаемом до 3,6—4,4%, и при содержании в отвале, равном, например, 0,2 %, на каждую тонну обогащенного урана, отправляемого на завод по изготовлению твэлов, на складах разделительного завода будет оседать 6—7,5 т обедненного продукта, т. е. 86—88 % всей массы переработанного природного урана. Этот отвальный уран в топливном цикле реакторов на тепловых нейтронах далее не участвует и может быть использован когда-либо как сырьевой воспроизводящий материал для получения из него плутония при облучении быстрыми нейтронами в реакторах-размножителях или, в перспективе, в гибридных термоядерных реакторах или в элек-троядерных реакторах-размножителях. [c.114]

Но КВ>1, при применении уран-плутониевого топлива, можно реализовать пока только в реакторах на быстрых нейтронах, а в перспективе в гибридных термоядерных реакторах и в реакторных установках электроядерного бридинга. В связи с ожидаемым в ближайшие 20—30 лет ростом мощностей ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах во всем мире резко [c.463]

К настоящему времени Не сделан выбор в пользу определенной комбинации многослойных материалов (и технологий их получения) -ДЛЯ дивсрторных пластин термоядерного реактора (ТЯР), температ а которых может превышать 1500К. Многослойной в большинстве со-времеыных проектов ТЯР является и первая стснка, изготовленная иЗ стали и защищенная пластинками графита, молибдена, карбида титана и т. п. Правда, рассматривается возможность [1] эксплуатации и не защищенной ПС, поскольку элементы соединения могут стать дополнительными источниками облегченного разрушения конструкции за счет циклического теплового воздействия плазмы. Это замечание относится и к многослойным пластинам. [c.195]

Поперечное сечение реактора-токама-ка показано на рис. 7.2. Термоядерные нейтроны уносят более 80% энергии, выделяющейся в реакции. Они проходят через внутреннюю стенку 2 вакуумной камеры и поглощаются во внещнем бланкете 4. Стенку 2, ограничивающую вакуумную полость токамака, принято называть первой стенкой, так как она первой воспринимает тепловой и радиационный потоки от плазмы. Размеры токамака и ресурс его работы во многом определяются материалом и размером первой стенки. В качестве материала для ее изготовления используют легированные стали, ниобий либо молибден, которые выдерживают тепловые потоки до (1 ч- 5) 10 Вт/м . При большей плотности теплового потока ресурс первой стенки оказывается недостаточным. Однако расширение вакуумной камеры с целью уменьшения плотности потока связано с увеличением размеров реактора и, следовательно, с большими затратами на его изготовление. Поэтому для защиты первой стенки используется вдув холодного газа между плазмой и стенкой и литиевая защита. [c.283]

В термоядерных энергетических установках основная часть энергии выделяется в виде теплоты при относительно низких температурах. Поэтому для преобразования теплоты термоядерных реакторов как квазистационарных, так и импульсных наиболее перспективными являются тепловые циклы и схемы с МГД-генератором в сочетании с паро- [c.287]

Схема лазерной термоядерной установки с тепловым циклом показана на рис. 7.6. Камера 4 реактора окружена пористой внутренней стенкой 1 и блан-кетом 3 из расплавленного лития. Этот вариант защиты обычно называют влажной (или потеющей) стенкой . Жидкий литий из бланкета 3 проходит через пористую стенку /, и на ее внутренней поверхности образуется защитный слой толщиной около 1 мм. При термоядерном микровзрыве пленка жид-К010 лития испаряется, а в промежутках между импульсами снова восстанавливается. Образовавшаяся во время микровзрыва плазма вместе с парами защитной литиевой пленки поступает [c.288]

Всевозрастающий интерес ученых, инженеров и технологов к физике плазмы связан с необходимостью решения ряда важнейших фундаментальных и прикладных задач, в которых плазма должна выполнять сложную роль и высокотемпературного рабочего тела, и носителя электрических зарядов, и источника электромагнитных излучений в широком диапазоне длин воли, н электромагнитной силовой динамической системы, и активной среды с инверсной населенностью. К таким задачам относятся создание управляемых термоядерных реакторов, магиитогидродинамических преобразователей тепловой энергии в электрическую, электрореактивных плазменных ДЕ)И1 ателей для космических аппаратов, мощных лазеров на основе низкотемпературной плазмы сложного состава в качестве активной среды, гмазмохи-миЧеских реакторов, плазменно-технологических установок для плй вки резки, сварки и пайки металлов, нанесения различных покрытий и др. [c.384]

Другая важная особенность термоядерного реактора связана с тем, что выделяющаяся в нем энергия, независимо от ее происхождения (источников), рано или поздно превращается в тепловую в первой стенке и различных зонах бланкета. Кроме энергии, выделяемой в реакциях, происходящих непосредственно в бланкете, сюда передается энергия термоядерных нейтронов практически сразу после их обрйзования и с некоторым запаздыванием— энергия плазмы (за счет различных механизмов потерь энергии из плазмы). Это означает, что именно через бланкет должен циркулировать теплоноситель для отвода теплоты и последующего ее использования. [c.159]

При переходе от тепловых реакторов к быстрым и в будущем к термоядерным реакторам значение данной группы явлений радиационной повреждаемости материалов не уменьшится, а возрастет. Это обусловлено, с одной стороны, тем, что переход к более энергонапряженным реакторам приводит к росту механических напряжений в элементах конструкции, а с другой — переход потребует работы материалов при потоках и флюенсах быстрых нейтронов, на два-три порядка более высоких, чем в случае тепловых реакторов. В этих условиях должны в значительно большей степени [c.11]

Практический интерес к явлению радиационного распухания обусловлен опасностью последствий радиационного распухания конструкционных материалов активной зоны быстрых реактороа и материалов первой стенки термоядерных реакторов во-первых,, может уменьшиться проходное сечение каналов с теплоносителем, что изменит тепловой режим работы реактора во-вторых, может произойти заклинивание пакетов с твэлами с вытекающими отсюда серьезными последствиями в-третьих, развитие пористости может-значительно ухудшить механические и физические свойства конструкционных материалов и ускорить процесс разгерметизации оболочек твэлов. [c.113]

Осн. недостатком К. т. р. является импульсный характер его работы, при к-ром возникают перем. тепловые и пондеромоторпые нагрузки на реактор. Есть принципиальная возможность непрерывно поддерживать ток в плазме токамака введением доиолнит. мощности БЧ-колебаний или пучков быстрых нейтральных частиц, и в этом случае К. т. р, превращается в стационарный. См. также ст. Тока.нак и Термоядерный реактор. в. И. Пистрнович. [c.262]

Системы с иагнитной термоизолицней. Энергетич. выход на уровне 10 кВт/м достигается для (d, 1>реакций при плотности плазмы п 10 см" и темп-ре 10 К. Это означает, что размеры рабочей зоны реактора на Ю МВт (типичная мощность совр. крупной электростанции) должны составлять ок. 1000 м . Осн. вопрос состоит в том, каким способом удерживать горячую плазму в зоне реакции. Диффузионные потоки частиц и тепловые потоки при указанных значениях п и Г оказываются гигантскими и любые материальные стенки непригодными. Основополагающая идея, определившая на долгие годы пути развития проблемы в данном направлении, была высказана в СССР, США и Великобритании практически одновременно, Эта идея состоит в использовании для удержания и термоизоляции плазмы магн. полей. В СССР она была высказана И. Е. Таммом и А. Д. Сахаровым в 1950. Заряж. частицы, образующие плазму, находясь в магн. поле, не могут свободно перемещаться перпендикулярно силовым линиям поля. Коэф. диффузии и теплопроводности поперёк магн. поля в случае устойчивой плазмы изменяются обратно пропорционально квадрату напряжённости поля н, напр., в полях 10 Гс уменьшаются на 14—15 порядков величины по сравнению со своими значениями для незамагниченной плазмы той же плотности и темп-ры. Т. о., применение достаточно сильного магн, поля в принципе открывает дорогу для проектирования термоядерного реактора. [c.231]

С энерготехнол. точки зрения любая АЭС в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции, в к-рой вместо топки парового котла для получения рабочего тела (водяного пара) используется ядерный (термоядерный) реактор. Несмотря на сходство принципиальных тер-модинамич. схем атомных и тепловых (основанных на сжигании разл. видов органич. горючего, т. н. огневая энергетика) энергоустановок, между ними имеются существенные различия. Определяющими среди них являются эколого-экономич. преимущества АЭС (при их нормальной работе) по сравнению с огневыми электростанциями отсутствие потребности в кислороде, отсутствие загрязнения окружающей среды сернистыми и др. газами. Значительно большая (в миллионы раз) теплотворная способность ядерного горючего резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение кроме того, ресурсы ядерного горючего огромны. Эти преимущества стали причиной быстрого развития Я. э. в промышленно развитых странах. [c.662]

Основные системы термоядерной электростанции с реактором-токамаком и их взаимосвязь показаны на рис. 9.56. Она включает в себя разрядную камеру I, в которой осуществляется нагрев плазмы и реакция синтеза сверхпроводящую электромагнитную систему 2, обеспечивающую образование плазмы с помощью вихревого электрического поля, удержание этой плазмы в вакуумном объеме, теплоизоляцию ее от стенок, а также создающую ди-верторную конфигурацию магнитного поля блан-кет 3, окружающий вакуумную камеру и состоящий из вакуумной стенки (За) и зон преобразования нейтронной энергии в теплоту (36), воспроизводства ядерного топлива (Зв) и радиационной защиты (Зг) систему питания сверхпроводящих электромагнитных обмоток 4 систему 5 извлечения трития (5а), подготовки (56) и инжекции (Je) вещества вакуумную систему 6, поддерживающую необходимый вакуум в вакуумной камере (ба), инжекторах (66) и криостатах сверхпроводящих электромагнитных обмоток (бв) криогенную систему 7, обеспечивающую необходимым количеством хладагента сверхпроводящие электромагнитные системы, криопанели инжекторов нейтральных атомов в вакуумные системы, а также другие устройства, работающие при криогенных температурах систему инжекции нейтральных атомов 8, осуществляющую нагрев плазмы до температуры 12 кэВ (по условиям зажигания) систему преобразования теплоты в электрическую энергию 9, включая тепловые аккумуляторы (9а), парогенераторы (96), турбины (9в), электрогенератор (9г) и другое оборудование систему /О загрузки ( 0а) и извлечения (106) топлива систему управления, контроля, защиты II, [c.542]

Нейтроны не имеют электрического заряда, что облегчает их взаимодействие с веществом электроизоляционного материала путем передачи своей энергии ядрам. Наиболее часто употребляемым при испытаниях источником нейтронов служит ядерный реактор, вырабатывающий нейтроны широкого энергетического спектра. Взаимодействие нейтрона с веществом зависит от его энергии, поэтому обычно нейтроны условно классифицируют по энергии. Тепловые нейтроны имеют энергию 0,005— 0,5 эВ (наиболее вероятная энергия 0,025 эВ), надтепловые — от 0,5 до 100 эВ промежуточные— от 100 до 1-10 эВ быстрые — от 1-10 до 1-10 эВ нейтроны синтеза (получаемые в основном в результате термоядерных реакций) имеют энергию 14,1 МэВ (для дейтериево-три-тиевой реакции). В области промежуточных, в основном, и быстрых нейтронов различают резонансные нейтроны, характеризующиеся очень большой вероятностью взаимодействия е ядрами некоторых элементов. [c.314]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...