Нейтронно-физические характеристики ядерных реакторов

НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ [c.131]

Созданные опытно-промышленные быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем в целом не удовлетворяют предъявляемым требованиям по коэффициенту воспроизводства и времени удвоения ядерного горючего (15 лет), хотя имеются проектные разработки быстрых реакторов большой мощности [1], в которых намечаются пути улучшения их нейтронно-физических характеристик. Вместе с тем использование жидкометаллического теплоносителя в быстрых реакторах приводит к усложнению технологической схемы преобразования тепла и увеличению капитальных затрат при создании таких АЭС из-за несовместимости жидких металлов, в частности натрия, с водой, наведенной радиоактивности натрия в первом контуре, необходимости тщательной очистки от примесей, сравнительно высокой температуры плавления и т. д. [7, 8]. [c.3]

Ядерны реакторы с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем — наиболее ясный пример этого, поскольку рабочие характеристики таких реакторов главным образом определяются поведением нейтронов в реакторе. Следовательно, на основе статистических нейтронно-физических расчетов реакторов указанного типа можно определить такие характеристики, как температурный коэс )фициент реактивности, связанный с доплеровским уширением резонансов и сдвигом энергетического спектра тепловых нейтронов. Подобные расчеты будут подробно обсуждены в этом разделе. [c.454]

Сравнение нейтронно-физических характеристик радиационной защиты ВВЭР из обычного н серпеитинитового бетонов (106). Изучение выхода продуктов деления из топлива под облучением при низких температурах с помощью аэрозольной газовой струн (115). О механизмах низкотемпературного газовыделения продуктов деления из топлива под облучением (123 Расчет констант осаждения радионуклидов в ядерных реакторах на основе модельных представлений о процессе отложения продуктов коррозии железа (128). Дисперсный состав урана в теплоносителе первого контура реактора ИВВ-2М [c.336]

В первом случае основным фактг1ром, определяющим степень изменения свойств данного материала, является интенсивность излучения во втором — суммарное количество энергии ионизируьэщего излучения, поглощенной единицей массы вещества за все время облучения --доз а. Для измерения дозы обычно пользуются несколькими величинами. Рентгеном (р) называется количество энергии или рентгеновского излучения, которое при поглощении ее 1 см сухого воздуха при 0 С и 760 мм рт. ст. приводит (в результате ионизации) к образованию одной электростатической единицы заряда обоих знаков. Физический эквивалент рентгена (фэр) соответствует поглощению одним граммом органического вещества (с плотностью, близкой к единице) приблизительно 94 эрг. Единицей измерения поглощенной энергии служит также рад, соответствующий поглоще]шю одним граммом вещества 100 эрг. Для измерения интенсивности ионизирующих излучений ядерного реактора служит характеристика потока нейтронов п о, определяемая как число нейтронов, проходящих через [c.430]

Кинетика реактора. Конструкцию ракетного ядерного реактора с точки зрения его ядерпо-физических свойств можно в основном определить на основе нейтронных расчетов в стационарных условиях его работы. Однако допустимые условия устойчивой работы реактора и переходные режимы во время пуска, остановки или изменения мощности реактора могут быть рассчитаны только при исследовании его кинетики. В случае ракетных ядерных реакторов иметь сведения о кинетических характеристиках реактора так же важно, как располагать данными о его критичности, так как рабочие значения плотности мощности так велики, что небольшие отклонения нейтронного баланса от проектных условий могут привести к полному разрушению такого реактора в течение долей секунды. Как правило, точное исследование переходного режима работы реального сложного реактора в конечном счете так же сложно, как и точный расчет его стационарного режима однако погрешности знания многих инженерных параметров в переходном процессе работы реактора (скорости нарастания температуры, скорости деформации конструкции и т. д.) так велики (в пределах 20%), что нет смысла проводить детальные исследования. В этом случае, как и при статических расчетах, много может быть сделано при помощи приближенных методов. [c.524]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...