Физика нейтронная реактора

Физика нейтронная реактора 520 Формы внешние 583 [c.726]

С этого времени изучение основ использования энергии атомного ядра получило огромное развитие. В СССР широко проводятся исследования в области строения атомного ядра и ядерных взаимодействий, изучения новых ядерных реакций и изыскания новых путей использования атомной энергии. В самостоятельные исследовательские области сформировались нейтронная физика ядерных реакторов и изотопная технология. [c.153]

Если проект реактора-размножителя на быстрых нейтронах (реактор БН) окажется успешным, то он может стать самым важным источником теплоты для производства электроэнергии в ближайшие 100 лот. Для решения многочисленных проблем, связанных с претворением в жизнь программы промышленного освоения реакторов БН, были затрачены огромные усилия и средства. В США будущее реакторов БН очень неясно. Прежде чем обсуждать эти проблемы, рассмотрим работу реакторов БН, основываясь на физике реактора, разработанной к настоящему моменту. [c.176]

Все эти книги выпускаются на русском языке, за исключением Атласа кривых нейтронных сечений (том 5 американского издания), который в значительной части совпадает с аналогичным атласом, выпущенным недавно у нас ( Атлас эффективных нейтронных сечений элементов под редакцией Ю. В. Адамчука, Изд. АН СССР, М., 1955). Часть таблиц американского атласа (тепловые сечения) включена в русское издание тома, посвященного физике ядерных реакторов. [c.4]

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]

Для строгого решения задач проектирования корпуса реактора и его защиты необходимы кривые энергетической зависимости радиационной эффективности нейтронов в абсолютных единицах по отношению к изменению конкретных физико-механических свойств материала. Эти кривые, например, по отношению к изменению температуры хладноломкости при различных температурах облучения [50], изменению ползучести [51], те- [c.71]

Вопросы взаимодействия быстрых и медленных нейтронов со средой чрезвычайно важны при рассмотрении различных задач нейтронной физики и, в частности, для конструирования ядер-ных реакторов. Некоторые из этих вопросов, например замедление быстрых нейтронов, было бы уместно рассмотреть в настоящей главе на основе импульсной диаграммы. Однако тесная взаимосвязь всех перечисленных выше процессов взаимодействия нейтронов со средой требует их совместного рассмотрения (см. гл. VI). [c.240]

По характеру использования ядерные реакторы делятся на энергетические (для получения энергии), исследовательские (для исследований по ядерной и нейтронной физике и испытания материалов) и воспроизводящие (для получения ядерного горючего). В воспроизводящих реакторах на каждое разделившееся ядро образуется больше одного нового делящегося ядра. Образование новых делящихся ядер происходит либо из входящего в состав естественного урана [реакция (43. 15), либо из специально вводимого в реактор реакция (43. 16)]. [c.387]

В настоящее время пока еще не известен способ получения мощных потоков нейтрино, однако в пятидесятые годы в связи с развитием реакторостроения в распоряжении физиков появились мощные источники антинейтрино. Известно, что осколки деления тяжелых ядер перегружены нейтронами, и следовательно, испытывают р -распад, который сопровождается испусканием антинейтрино. На каждый акт деления испускается 5—6 антинейтрино, так как образующиеся после р -распада осколков новые ядра также оказываются р -радиоактивными до тех пор, пока обе цепочки не закончатся стабильными ядрами (см. т. I, 47, п. 1). В связи с этим с помощью ядерных реакторов большой мощности можно получать весьма интенсивные потоки антинейтрино. [c.241]

Таким образом, при низких энергиях сечение экзотермической реакции растет, как 1/и . Это исключительно важный для нейтронной физики и ядерной энергетики закон I/o (Э. Ферми, 1935), объясняющий, почему нужные реакции в ядерных реакторах [c.130]

Охватывая обширный круг проблем деления тяжелых атомных ядер, диффузии и замедления нейтронов, переноса тепла из активной зоны реакторов и т. д., исследования в области физики реакторов, начатые с первыми реакторами на медленных (тепловых) нейтронах, затем были развиты применительно к реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного топлива. Для проведения этих исследований и решения [c.153]

В 1949 г. для проведения различных исследований по нейтронной физике и других исследовательских работ в Советском Союзе был построен универсальный исследовательский тяжеловодный реактор ТВР, функции замедлителя и теплоносителя в котором выполняла тяжелая вода. В дальнейшем для тех же целей строились аналогичные по конструкции реакторы ТВР-С тепловой мощностью 7—10 тыс. кет с потоком медленных нейтронов до 6-10 нейтр/см -сек. [c.169]

В 1955 г. в Обнинском физико-энергетическом институте было закончено сооружение малогабаритного реактора БР-1, работающего без замедлителя. Епщ через год там же вошел в строй реактор БР-2 тепловой мощностью до 100 кет с отводом тепла ртутью, а в 1958 г. начал действовать реактор БР-5 тепловой мощностью 5 тыс. кет с отводом тепла расплавленным натрием. К началу 60-х годов было накоплено достаточное количество исходных сведений, необходимых для проектирования надежно действующих энергетических установок этого типа, и в 1964 г. было начато сооружение первого в ССС Р и пока крупнейшего в мире мощного энергетического реактора БН-350 на быстрых нейтронах. [c.179]

В сфере фундаментальных исследований они отмечены высоким уровнем теоретических работ, расширением и совершенствованием крупной экспериментальной базы (от первого физического реактора мощностью в несколько десятков ватт до исследовательских реакторов мощностью 50—100 тыс. кет, в том числе с нейтронным потоком 3-10 нейтр/см -сек, и от первого ускорителя заряженных частиц на энергию 6 Мэе до крупнейшего в мире ускорителя на энергию 70 Гэв), развитием физики реакторов на быстрых нейтронах, синтезированием новых искусственных элементов и изучением их свойств, осуществлением энергетических установок с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую, введением в исследовательскую практику мощных термоядерных установок и т. д. [c.195]

За последние 40 лет было сооружено также множество реакторов для целей исследования. Они представляют собой водоохлаждаемые реакторы, работающие на высокообогащенном топливе. Их мощность обычно небольшая (<1 МВт). Применяются они для производства нейтронов, используемых в исследованиях в области ядерной физики и физики твердого тела. [c.164]

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]

Исследования влияния облучения на физико-механические свойства материалов, используемых в реакторах, дали толчок для систематического изучения природы радиационных нарушений. В результате графит оказался первым материалом, в котором были обнаружены структурно-физические изменения его свойств под действием нейтронного облучения. Изучение радиационных нарушений в графите значительно расширяет круг вопросов материаловедения и физики твердого тела, а также исследования и разработки экспериментальных методов определения свойств материалов в процессе облучения. [c.6]

Великобритания являлась пионером в применении ядерной физики, и публичная оппозиция ядерной энергии носила здесь относительно мягкий, хотя временами довольно шумный характер. Осторожная правительственная политика в последнее время получила поддержку многих отраслей и профсоюзов, которые благоприятно относятся к разносторонней энергетической политике, где ядерной энергии отводится существенная роль. На национальной конференции по энергетике, организованной государственным секретарем по энергетике в июне 1976 г., ясно ощущалось, что Великобритания не потеряет своего места среди пионеров развития ядерной энергетики и что программа разработки реакторов на быстрых нейтронах будет энергично развиваться при одновременном росте мощностей обычных реакторов. Есть критические взгляды в отнощении этой позиции, которые стоит подробней рассмотреть, поскольку они типичны для многих в Великобритании и имеют свою специфику при сохранении таких типичных пунктов, как фактор безопасности и неизвестные опасности. В основных чертах аргументы этой критики сводятся к следующему потенциальный дефицит энергии в Великобритании в 90-е годы иллюзорен, и поэтому огромные затраты, проблемы безопасности и необратимость программы развития реакторов на быстрых нейтронах делают ее неоправданной и неэкономичной потребление электроэнергии в Великобритании не будет расти так быстро, как ожидается, в результате пяти причин потребление электроэнергии на душу населения в Великобритании оставалось стабильным на протяжении 50 лет и только с 1950 г. по 1975 г. выросло с 4 до 6 т у. т. [c.297]

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]

Интенсивное развитие атомной энергетики сделало весьма актуальной проблему радиационной стойкости реакторных материалов. Многочисленные исследования, проведенные в этой области, дают возможность оценить роль основных факторов, ответственных за радиационное повреждение топливных и конструкционных материалов в условиях реакторного облучения. Результаты подобных исследований имеют важное прикладное значение, поскольку позволяют прогнозировать поведение материалов при разработке новых, с экономической точки зрения более выгодных, типов реакторов. Вопросы прогнозирования поведения материалов стоят особо остро при разработке и освоении реакторов на быстрых нейтронах из-за ограниченной базы для испытания материалов таких реакторов и громадного экономического ущерба, связанного с недостаточной радиационной стойкостью материалов в рабочих условиях. Это обстоятельство в свою очередь стимулирует дальнейшее развитие исследований в области физики радиационных повреждений, направленных на детальное изучение основных физических процессов, которые вызваны действием интенсивного облучения на материалы. [c.5]

При выборе конструкционных материалов для оболочек твэлов, корпуса, технологических каналов атомных реакторов основным критерием в большинстве случаев являются их механические свойства. И это понятно, поскольку при облучении материала нейтронами до интегральной дозы 2-10 см каждый атом решетки испытывает более 100 смещений. При этом существенно изменяются структура и физико-механические свойства материалов. Облучение вызывает повышение пределов текучести и прочности, снижение ресурса пластичности, увеличение критической температуры перехода из хрупкого в вязкое состояние, размерные изменения за счет радиационного роста, ползучести и распухания. Вследствие ядерных реакций в материалах образуется большое количество газообразных примесей (гелий, водород), наличие которых в объеме приводит к возникновению таких явлений, как водородная хрупкость, гелиевое охрупчивание, газовое распухание. Существенное влияние на механические свойства материалов оказывают негазовые продукты ядерных превращений, которые могут выделяться в количествах, больших предела растворимости, и тем самым изменять фазовое состояние материалов [1, 2]. [c.54]

Красин А. К. и др. Физико-технические основы создания АЭС с газоохлаждаемыми ядерными реакторами на быстрых нейтронах с диссоциирующим теплоносителем — четырехокисью азота. IV Женевская конференция ООН, доклад 49/р/431, 1971. [c.226]

При всей своей очевидности и простоте такой подход из-за громоздкости непригоден для описания мощных перспективных преобразователей, содержащих десятки сотен и тысячи. ЭГЭ. Здесь гораздо выгоднее с самого начала отказаться от алгебраических уравнений теории электрических цепей и попытаться воспользоваться для моделирования характеристик преобразователей дифференциальными уравнениями электродинамики сплошных сред. При этом сразу открывается возможность распространения и переноса на электротехнические задачи ряда идей и методов, хорошо развитых и плодотворно используемых в нейтронной физике (идея гомогенизации, методы функций ценности, теории возмущений и т. т.), а также возможность применения наиболее универсальных алгоритмов и создания унифицированных машинных программ для комплексной оптимизации нейтронно-физических, теплофизических и электрофизических процессов в активных зонах реакторов-преобразователей. [c.138]

Большие удельные потери тяжёлых ионов позволяют исследовать вещество в экстремальных состояниях, в условиях сверхвысоких темп-р и существенного изменения структуры материала. Эти уникальные свойства тяжёлых ионов дают возможность использования их для моделирования радиац. повреждений разл. материалов, подвергающихся воздействию больших нейтронных потоков в совр. ядерных реакторах, для глубокой послойной имплантации в разл. вещества, включая монокристаллы, при создании прецизионных трековых мембран, в биофизике, биомедицине и т. д. Т. о., исследования с помощью тяжёлых ионов проводятся во мн. областях, связанных как с фундам. проблемами совр. ядерной физики, так и с решением прикладных задач. [c.196]

Переход на более плотную компоновку твэлов в активной зоне реактора ВВЭР (так называемые тесные или обезвоженные решетки), что связано с уменьшением в 1,5—2 раза отношения массы воды к массе топлива по сравнению с применяемой компоновкой твэлов, при этом возможен переход на работу с управляемым сдвигом спектра энергии тепловых нейтронов в область промежуточных нейтронов путем соответствующих операций по управлению стержнями СУЗ и изменения отношения массы воды к массе топлива, что улучшает физику реактора. Ожидается, что таким образом можно увеличить в реакторе ВВЭР КВ до 0,75— 0,8 вместо 0,55—0,6 и среднюю глубину выгорания до (40— 50) 10 МВт-сут/т. [c.136]

Внушительное количество приборов, окружающих реактор, показывает, что канадцы полностью используют его для различных исследований в области нейтронной физики. Кроме того, в реакторе производится множество искусственно-радиоактивных элементов. [c.141]

Для изучения резонансных и термализационных эффектов требуются специальные методы. В резонансной области имеется такая тонкая структура нейтронных сечений наиболее важных тяжелых изотопов, что для точного представления зависимости сечений от энергии могут потребоваться многие тысяч точек. Кроме того, сечения меняются при изменении температуры среды в результате доплеровского уширения резонансов при возрастании температуры. Поэтому более удобно записывать данные в виде резонансных параметров для тех резонансов, которые экспериментально разрешены, и в виде статистических распределений параметров для неразрешенных резонансов. Более подробно резонансное поглощение рассмотрено в гл. 8, однако можно отметить, что учет резонансов, особенно в области неразрешенных резонансов, построен на менее надежной основе, чем в случае большинства других аспектов физики ядерных реакторов. В области неразрешенных резонансов могут быть известны средние сечения деления и захвата, а также статистическое распределение резонансных параметров. Однако нet гарантии, что в области промежуточных энергий действительные значения не отклоняются от этих средних. Такие неопределенности очень важны для расчетов больших реакторов на быстрых нейтронах, в которых значительная доля нейтронов испытывает столкновения в облааи неразрешенных резонансов. [c.156]

Ракетная часть РД-0410 была разработана в воронежском Конструкторском бюро химической автоматики (КБХА), реакторная (нейтронный реактор и вопросы радиационной безопасности) — Институтом физики и энергии (Обнинск) и Курчатовским институтом атомной энергии. [c.670]

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]

Теоретическая оценка давала для этой реакции сечение о еор 6-10 см (для антинейтрино, вылетающих из реактора), что примерно на 20 порядков ниже сечений, обычно измеряемых в ядерной физике. Эти 20 порядков были выиграны за счет следующих факторов. Во-первых, в качестве источника был использован мощный реактор, дававший поток антинейтрино, равный примерно lOi ча-стиц/см -с. Во-вторых, для регистрации был использован-жидкий сцинтиллятор с колоссальным объемом 5000 литров. В-третьих, вся установка была помещена глубоко под землей и отделена мощной защитой от реактора. В результате фон от космических лучей и от других (не антинейтринных) излучений из реактора был столь низким, что можно было регистрировать очень редкие события. В опыте был использован жидкий сцинтиллятор с высоким содержанием водорода и обогащенный кадмием. На ядрах водорода шла реакция (9.22). Возникающий в этой реакции позитрон аннигилировал с электроном вещества на два Кванта (см. гл. VII, 6), дававших первую вспышку. Нейтрон за несколько микросекунд замедлялся до надтепловых скоростей, после чего захватывался кадмием (см. гл. XI, 3, п. 4). Получившееся ядро, возбужденное при захвате на 9,1 МэВ, испускало каскад 7-квантов, которые давали вторую вспышку. Эти пары вспышек регистрировались схемой запаздывающих совпадений (см. ниже 6, п. 3), что позволяло уверенно отделять нужные события от фоновых излучений. Регистрировались примерно 3 события в час, и проведение всего опыта заняло около полугода. В результате для экспериментального сечения было получено значение сТэксп = = (11 4)- 1(И см , хорошо согласующееся с теоретическим. Это — самое маленькое сечение, измеренное человеком. [c.502]

Исследовательский реактор ИРТ (рис. 46) тепловой мощностью 2000 кет с максимальным потоком медленных(тепловых) нейтронов 2,3 0 нейтр1см сек относится к группе простых, надежно действующих и недорогих бассейновых водо-водяных реакторов, работающих на обогащенном уране-235. Активная зона его содержит около 4 кг ядерного горючего, выполнена из графитовых блоков со стержневыми трубчатыми тепловыделяющими элементами, имеет графитовый отражатель и расположена на дне открытого алюминиевого бассейна глубиной 7,8 м, окруженного защитным бетонным с.лоем и заполненного водой, выполняющей двоякую функцию — замедлителя нейтронов и теплоносителя, отводящего тепло из реактора в теплообменник. Первый реактор этого типа сооружен в 1957 г. в Институте атомной энергии в Москве. Двумя годам и позднее такой же реактор введен в эксплуатацию в Институте физики Академии наук Грузинской ССР в Тбилиси в да.льнейшем они были построены во многих других исследовательских центрах СССР (в Риге, Минске, Киеве и др.) и за пределами нашей страны. [c.169]

Одно время в среднем один раз в два года физиками синтезировался новый трансурановый химический элемент. В основном эта работа проводилась американскими учеными, но в последние полтора десятилетия больших успехов добились в СССР . После синтезирования в 1964 году курчатовия (Z = 104) в Дубне были синтезированы в 1970 году нильсборий Z = 105), а в 1974 году — элемент с атомным номером 106. Очевидно, что получение новых трансурановых элементов заметно замедляется. Это связано с тем, что уже ядра природных радиоактивных элементов являются весьма неустойчивыми. Следовательно, не удивительно, что трансурановые элементы обладают еще большей неустойчивостью и их все труднее и труднее получать в заметных количествах. Хотя нептуний-239 и плутоний-239 производят в современных ядерных реакторах тоннами, многие другие трансурановые элементы имеются лишь в незначительных количествах, а некоторые были синтезированы лишь в единичных случаях. Конечно, производство трансурановых элементов зависит в некоторой степени от спроса на них как уже говорилось выше, потенциальные свойства калифорния-252 могут со временем привести к его массовому производству для нужд медицины. Но продолжающиеся попытки синтеза новых трансурановых элементов не только вызваны поисками новых полезных веществ. Существует интригующая возможность добраться в этих поисках до острова устойчивости — синтезировать сверхтяжелые элементы, содержащие магическое количество протонов или нейтронов в атомном ядре. Как мы знаем, ядра, содержащие нейтроны или протоны в количествах 2, 8, 20, 50, 82 и 126, исключительно устойчивы (см. стр. 41). Современная теория атомного ядра предсказывает наличие и больших магических чисел , а в этом случае мы попадаем в область трансурановых элементов. В частности, такими устойчивыми ядрами, чей период полураспада оценивается примерно в 1 миллион лет, явля- [c.129]

Институт ядерной энергетики АН БССР совместно с рядом организаций работает над новым направлением в ядерной энергетике — применением диссоциирующих систем в качестве теплоносителей и рабочих тел АЭС. Выполненный комплекс исследований и проектные разработки АЭС различной мощности показывают [4—6], что применение диссоциирующей четырехокиси азота, обладающей положительными физико-химическими и теплофизическими свойствами, позволяют создать АЭС по простой одноконтурной схеме с газожидкостным циклом и газоохлаждаемым реактором на быстрых нейтронах. Применение четырехокиси азота позволяет улучшить технико-экономические показатели отдельных узлов и всей станции, а также облегчает техническое решение ряда важных вопросов. Выполненные экспериментальные работы, газодинамические расчеты и проектные разработки показывают, что турбина на N2O4 имеет в 3—4,5 раза меньшую металлоемкость и соответственно габариты, чем на водяном паре. Существует реальная возможность создания одновального турбоагрегата единичной мощностью 2000—3000 Мвт в одном агрегате [8]. Высокая плотность, теплоемкость, теплопроводность и низкая вязкость теплоносителя [12] позволяют резко сократить габариты и вес теплообменного оборудования, трубопроводов и систем АЭС, а также затраты мощности на прокачку теплоносителя [13]. [c.4]

Как правило, в качестве теплоносителя для реактора выбирается обычдая вода, достаточно изученная теплотехниками и физиками. Однако обычной воде присущи недостатки довольно большое сечение захвата нейтронов, разложение под действием облучения, коррозионная агрессивность для большинства металлов. Кроме того, вода реагирует при соприкосновении с ураном. Достижение высоких температур воды возможно только при высоком давлении. [c.177]

Применения М.-К. м. В нейтронной физике осн. задачами являются моделирование прохождения потока нейтронов в среде, расчёт коэф. размножения нейтронов в ядерном, реакторе, расчёт защиты реактора и др. Используют как прямое, так и косвенное моделирование. В первом случае в объёме реактора моделируют набор нек-рого числа нейтронов с заданными скоростями (первое поколение). Для каждого нейтрона прослеживают его судьбу (поглощение, вылет из реактора, деление). Образовавшиеся в результате деления нейтроны — это второе поколение, судьбу к-рых прослеживают аналогично. После моделирования достаточно большого числа поколений можно оценить критичность режима реактора. Метод удобен тем, что позволяет учитывать любую геом. форму реактора, наличие неоднородных примесей и пр. Однако время расчётов может быть существенно больше, чем при косвенном моделировании, когда движение нейтронов описывают интегральным ур-нием переноса. Для решения ур-ния составляют цепь Маркова. Характеристики поведения системы (в т. ч. и коэф. размножения) являются функционалами от состояний этой цепи и могут быть оценены стандартными методами. [c.212]

Перспективны Н. г. на основе мощных линейных ускорителей протонов и дейтронов на энергии 1 — 1,6 ГзВ с током 0,1 — 1 А. В мишенях таких Н. г, реализуются ядерные реакции расщепления дейтрона на протон и нейтрон, к-рые дают высокий выход нейтронов и возможность управления их потоками. Напр., при токах протонов 100 мА энергии 1 ГэВ на мишенях из РЬ, Bi, и генерируются потоки нейтронов до 10 i с"1. Н. г. типа предполагается использовать для исследования радиационной стойкости материалов, иссле-дованш в области ядерной физики и химии. Обсуждаются возможности их применения с мишенями из делящихся материалов для получения ядерного горючего ( Ро, и) в пром. масштабах. Мощные Н. г. предполагается также использовать для перевода долгоживущих радионуклидов, содержащихся в отходах ядерных реакторов, в короткоживущпе (т р а н с мутация), для наработки трития (через мишень, содержащую отходы, прокачивают жидкий Li), а также для получения трансурановых элементов (напр., f). [c.283]

Кинетика и управление Я. р. При решении нестациояар-ных задач реакторной физики в большинстве случаев мож но исходить из того, что пространственное распределение нейтронов практически не меняется со временем и, следовательно, временную зависимость мощности можно находить для реактора в целом (точечная модель Я. р.). Осн. параметром, определяющим ход мощности, служит реактивность [c.682]

Циркониевые сплавы, благодаря своим физико-химическим и механическим свойствам, являются основным конструкционным материалом для деталей активной зоны и тепловьщеляющих сборок (ТВС) атомных энергетических реакторов. В настоящее время в мире они производятся до нескольких тысяч тонн в год. Современные промышленные технологии производства циркония, основанные либо на процессах иодидного рафинирования, либо получения губчатого циркония, либо на электролизе расплавленных солей циркония, позволяют получать цирконий реакторной чистоты с содержанием сопутствующего нежелательного элемента гафния (имеющего сечение захвата тепловых нейтронов в 500 раз большее, чем у циркония) не более 0,010...0,015 % [17]. [c.360]

Михаилус Ф.Ф. Применение вариационного метода к расчету критического режима цилиндрического реактора. В сб. Некоторые математические задачи нейтронной физики . М., Изд-во МГУ, 1960, 165-182. [c.736]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...