Нейтроны быстрые

В процессе упругих (а также неупругих) соударений с ядрами нейтроны быстро теряют свою кинетическую энергию — замедляются. Наиболее быстрый оброс энергии в процессе замедления наблюдается при упругих соударениях нейтронов с водородом. Средняя энергия нейтронов после п соударений с ядра- р [c.356]

Тепловые нейтроны Быстрые нейтроны Протоны а-частицы [c.649]

Наилучшими поглотителями тепловых нейтронов являются бор и кадмий, что видно из табл. 13.4 для соответствующих значений /щ. При расчете защиты от тепловых нейтронов необходимо учитывать вторичное 7-излучение, возникающее при захвате нейтронов. Быстрые нейтроны слабо поглощаются любыми веществами. Поэтому [c.676]

Перенос кинетической энергии посредством рассеяния имеет место при получении потока медленных нейтронов. Быстрые нейтроны, образованные в результате деления, совершают последовательные упругие соударения. При этом их кинетическая энергия понижается до уровня, при котором нейтрон с большей вероятностью способен на деление, чем на захват (без деления). Лучшими замедлителями служат легкие элементы. Наибольшей замедляющей способностью обладает водород. Однако применение его как замедлителя в ядерных реакторах ограниченно, так как он сильно поглощает нейтроны. В этом отношении лучшими являются дейтерий, масса которого равна 2, и углерод, масса которого равна 12. В лабораторных условиях, впрочем, для замедления нейтронов постоянно пользуются водородом в виде предельного углеводорода. [c.105]

Существуют различные способы классификации реакторов. Их подразделяют в зависимости от выполняемой ими функции (на рабочие или экспериментальные), от используемого типа расщепляющегося топлива, от типа теплоносителя, предназначенного для извлечения тепла, выделяемого в результате расщепления, и т. д. Весьма удобно классифицировать ядерные реакторы по энергии нейтронов (быстрые, медленные), вызывающих большинство реакций деления (табл. 5). Конечно, термины быстрые , средние (промежуточные) и медленные нейтроны (или реакторы) весьма относительны, поскольку даже так называемые медленные [c.71]

Материал Условия обработки образца 1 if на Тепловые нейтроны Быстрые нейтроны Н ( З 1 йяи (U (- 0 с 3. S с к и X Н к К < 0,2 KSI < 6 KS1 % [c.100]

Тип облучения Тепловые нейтроны Быстрые нейтроны О0,2 KSI 0/, KSI Л1/1, % [c.103]

Механизм воздействия на металл нейтронного облучения можно схематично представить следующим образом. Проходя по кристаллической решетке, нейтрон испытывает столкновения с атомами при этом скорость его движения замедляется, а путь становится все более извилистым. Атомы, вышибленные со своих мест нейтроном, двигаясь с большой скоростью, в свою очередь сталкиваются с другими атомами, выбивают их из узлов решетки, частично замещая освободившиеся места, частично же оставляя их вакантными. Большое количество атомов в окрестности пути движения нейтрона оказывается внедренным в междоузлия. Подсчитано, что при интенсивном нейтронном облучении смещенными оказываются 5% атомов. Образование большого числа вакансий и внедренных атомов само по себе способно сильно изменить упруго-пластические свойства материала. Кроме того, атомная решетка в тонкой трубке вокруг траектории нейтрона быстро приходит в интенсивное колебательное движение, соответствующее высокой температуре (порядка 10 000° С), с последующим быстрым (в течение около 10"" сек) затуханием. Это дает местный эффект, аналогичный закалке. Нарушение кристаллической решетки приводит к неравномерному изменению объемов внутри тела и к образованию начальных напряжений. [c.83]

Чтобы вызвать деление, кроме нейтронов могут быть использованы и другие виды излучения. Некоторые ядра (например, испытывают спонтанное деление без каких-либо предварительных изменений массового числа А. Фото-деление, вызванное очень жесткими у-лучами, приводит к расщеплению самого ядра-мишени. Если деление вызывается нейтронами, быстрыми или медленными, то делится ядро на единицу тяжелее, чем ядро-мишень (например, при бомбардировке и °). В случае [c.77]

Следует также остановиться на некоторых специфических свойствах бериллия. Он слабо поглощает рентгеновские лучи. Проницаемость бериллия рентгеновскими лучами в 17 раз больше, чем алюминия. Бериллий является хорошим замедлителем нейтронов. Быстрые нейтроны хорошо замедляются веществами небольшого атомного иеса. Однако водород, литий и бор сильно поглощают нейтроны, претерпевая ядерные превращения. Бериллий же при небольшом атомном весе почти не захватывает нейтроны, он просто замедляет скорость их движения за счет столкновений с атомами бериллия. После нескольких таких столкновений скорость быстрых нейтронов уменьшается примерно с 20 ООО ООО до 2200 м сек, нейтроны высокой энергии превращаются в тепловые нейтроны, которые захватываются бериллием очень незначительно. Поперечное сечение поглощения тепловых нейтронов для бериллия равно 0,009 барна. [c.454]

В ядерных реакторах возникающие при делении нейтроны быстро замедляются до тепловых энергий. Для большинства действующих ядерных реакторов плотность потока нейтронов в активной зоне обычно равна Ю . .. Ю с" см . В подкритических сборках (например, ПС-1) при использовании радионуклидного источника с потоком нейтронов 10 с достигаются потоки медленных нейтронов 10 с см . [c.78]

Материалы содержали данные о количестве V вторичных нейтронов, образующихся при делении. В комментарии отмечается, что из материалов неясно, каким нейтронам (быстрым или медленным) соответствует V = 2,47 для урана-235, а также отмечается, что нет данных о величине V для деления урана-238 быстрыми нейтронами. [c.62]

В одном примере реактивность реактора скачкообразно поднята выше критичности на мгновенных нейтронах увеличением V зоны I на 9,5% в момент времени t = 0. Затем v зоны I линейно уменьшалось до значения на 9,5% ниже невозмущенного значения в течение 0,01 сек. Из-за малой продолжительности переходного режима эффектом запаздывающих нейтронов можно пренебречь. В результате указанных возмущений произошел перекос нейтронного потока, т. е. кривая зависимости потока от пространственных координат стала иметь резкий наклон. Результаты численных расчетов пространственного распределения потока нейтронов быстрой группы представлены на рис. 10.1 [12]. Из рисунка видно, что в начальный момент переходного режима, когда v зоны I увеличилось, нейтронный поток имеет максимум в зоне I, спадая к зоне III (кривая при t = 2,5 жек), в то время как к концу переходного режима, когда v зоны I уменьшилось, нейтронный поток имеет максимум в зоне III, спадая к зоне I (кривя при i = 10 мсек). [c.424]

Локальные осцилляции тепловыделения, обусловленные действием ксенона-135, наблюдались на нескольких больших тепловых реакторах [32]. Реактор, в котором важны ксеноновые эффекты, должен быть тепловым, так как сечение поглощения ксенона-135 довольно мало для спектра нейтронов быстрых и промежуточных реакторов, и большим с размерами, много большими длины-миграции нейтронов, так как только в таких системах высшие пространственные гармоники могут быть возбуждены в достаточной степени. [c.437]

В целях уменьшения количества изотопов, рассматриваемых в задачах на выгорание, сделаем два допущения. Во-первых, будем непосредственно учитывать только те продукты деления, сечения захвата нейтронов которых достаточно велики. На практике это означает, что продукты деления в тепловых реакторах разбиваются на несколько групп, характеризуемых усредненными сечениями. Изотопы ксенон-135 и самарий-149 всегда рассматриваются отдельно в тепловых реакторах. В принципе примерно десяток изотопов с большими сечениями взаимодействия с нейтронами могут быть включены в точный расчет выгорания [38]. Для спектра нейтронов быстрых реакторов нет продуктов деления с большими значениями сечений. Поэтому продукты деления быстрых реакторов объединяются в одну или несколько групп с усредненными сечениями. [c.443]

В этом случае эффективные сечения деления, достаточно большие при малых энергиях тепловых нейтронов, быстро уменьшаются с увеличением энергии нейтронов по закону 1/у. В области энергий от нескольких электронвольт до 60 эВ наблюдается серия узких резонансных пиков, ширина которых меньше 1 эВ, а отношение высоты к ширине основания лежит в пределах от 10 до 100. Формула Брейта — Вигнера имеет вид [c.280]

Между тем металлы, которыми располагает современное машиностроение, позволяют перегревать пар до 550— 600 С. Это дает возможность уменьшить потери эксергии при передаче теплоты от продуктов сгорания к рабочему телу и тем самым существенно увеличить эффективность цикла. Кроме того, перегрев пара уменьшает потери на трение при его течении в проточной части турбины. Все без исключения тепловые электрические станции на органическом топливе работают сейчас на перегретом паре, а иногда пар на станции перегревают дважды и даже трижды. Перегрев пара все шире применяется и на атомных электростанциях, особенно в реакторах на быстрых нейтронах. [c.63]

К настоящему времени появились и другие типы реакторов. Использование, например. реакторов-размножителей на быстрых нейтронах позволяет воспроизводить ядерное горючее на 25—40 % больше затраченного топлива. При этом из находящегося [c.190]

Для ряда элементов, особенно легких, активация медленными нейтронами либо слишком мала, либо приводит к образованию слишком короткоживущих ядер, что делает невозможным активационный анализ по крайней мере в его традиционной форме. В таких случаях для активации используют быстрые нейтроны, быстрые заряженные частицы (протоны, дейтроны, а-частицы, ядра аНе ), а также у-кванты с энергией свыше 10—15 МэВ из электронных ускорителей. Нейтронный пучок с энергией 14 МэВ из d — t-разрядной трубки используется, например, для определения концентрации празеодима. Празеодим имеет единственный стабильный изотоп 5вРг , который обладает замкнутой нейтронной оболочкой (N =82). Сечение захвата нейтрона этим ядром мало, так что оно практически не активируется тепловыми нейтронами. Быстрые же нейтроны вступают с празеодимом в реакцию (п, 2п) с образованием пози-тронно-активного изотопа (Г , = 3,4 мин). По активности [c.687]

В реакциях синтеза около 80% энергии уносится высокоэнерге-тичными (порядка 14 МэВ) нейтронами, пронизывающими на большую глубину элемент конструкции термоядерного реактора. С учетом этого следует ожидать, что объемные повреждения материалов при одинаковом интегральном потоке нейтронов будут более значительными, чем в случае быстрых реакторов, по крайней мере, в силу двух причин с одной стороны, под действием нейтронов с энергией 14 МэВ в материалах будут возникать более энергичные первично выбитые атомы, а следовательно, будут создаваться большие количества смещенных атомов и большие повреждения, чем в случае нейтронов быстрых реакторов. С другой стороны, сечения (п, а)-и п, р)-реакций для нейтронов таких энергий существенно выше, чем для нейтронов реакторного спектра энергий. Образующиеся [c.10]

Преобладающий ввод станций с реакторами на теп овых нейтронах с ураном-235 объясняется тем, что эти станции наряду с производством электроэнергии дают некоторое количество нового ядерного го рючего — плутония, необходимого для создания начальной топливной базы для станций с реакторами на быстрых нейтронах. Быстрые реакторы заряжаются плутонием и ядерно-пассивным ураном-238, запасы которого практически неограниченны. Энергия получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов поглощается ураном-238, и он превращается в плутоний. Процесс образования нового плутония идет быстрее, чем деление исходного, что позволяет накапливать плутоний длительно для пуска новых реакторов. [c.198]

Постоянная решетки при 25 , кХ Поперечпое сечение захвата нейтронов, барн/атом Медленные нейтроны Быстрые нейтроны 10/250 KJ6 1230 [c.409]

Источники нейтронов на основе тормозного излучения электронных ускорителей. При соудареннн быстрых электронов с ядрами мишени возникает интенсивное тормозное излучение. Если энергия у-квантов тормозного излучения превосходит энергию связи нейтронов, в ядрах вещества мншени, то могут быть получены нейтроны в результате реакции (V, п). Выход нейтронов быстро растет с увеличением энергии электронов. При [c.893]

Познакомимся теперь с особенностями свободно дви-н<ущихся нейтронов, которые также испускаются в процессе некоторых ядерных реакций. Характерным для свободно движущихся нейтронов является их большая проникающая способность, причем существует различие во взаимодействии с веществом для быстро и медленно летящих нейтронов. Быстрые нейтроны теряют энергию в результате столкновений с ядрами атомов и особенно с ядрами атомов легких элементов. Бот почему быстрые нейтроны лучше замедляются такими веществами, как тяжелая вода, парафин и графит. [c.16]

Реакторы подразделяют яа три группы в зависимости от энергии нейтронов, вызывающих деление ядер первичного горючего. Как известно, процесс деления может вызываться быстрыми, тепловыми или промежуточными нейтронами. Быстрые нейтроны это те, которые движутся со скоростью 13,8 млн. м/сек и выше. Тепловые нейтроны имеют скорость 1,9—2,4 тыс. м1сек. [c.99]

После вылета из блока быстрые нейтроны быстро замедляются при упругих соударениях с ядрами замедлителя. Как следует из раздела 27 гл. I, в среднем необходимо около ПО столкновений с ядрами углерода для уменьшения энергии от 1 MeV до V4oeV. Следовательно, поток быстрых нейтронов быстро убывает с расстоянием от блока и плавно переходит в поток быстрых нейтронов соседней ячейки. [c.280]

В среде, состоящей из урана-235, все нейтроны — быстрые и в первом приближении имеют одну и ту же энергию. Вычислить радиус и массу критической сферы из урана-235 (плотность 18,8 г/слг ) с помощью метода конечных точек и диффузионного приближения, предполагая рассеяние изотропным. Принять Of = 1,3 барн, = =4,0 барн, а = О и v = 2,5 (результат можно сравнить с критическим радиусом сборки Годива в табл. 5.6). [c.97]

Книга посвящена вопросам гидродинамики и теплообмена, возникающим ири проектировании и эксплуатации высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах с шаровыми макро- и микротвэлами. Предложена физическая модель течения газового теплоносителя через различные укладки шаровых твэлов и микротвэлов в бесканальной и канальной активных зонах. Анализируется структура шаровых ячеек и связь параметров с объемной пористостью. [c.2]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1]. [c.3]

Таким образом, высокотемпературные реакторы с шаровыми твэлами, выполненные по принципу одноразового прохождения активной зоны, наиболее полно удовлетворяют требованию достил<ения высокой температуры гелия на выходе из реактора. Возможности измельчения твэлов и перехода к непосредственному охлаждению гелием микротопливных частиц привели к идее создания газоохлаждаемого реактора-размножителя на быстрых нейтронах (БГР) с полыми коническими кассетами с засыпкой в них микротопливных частиц и продольно-поперечным охлаждением [10]. [c.7]

Как известно, развиваемое в настоящее время направление по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и окисным уран-плутониевым топливом в стержневых твэлах с покрытием из нержавеющей стали не может обеспечить необходимое время удвоения делящегося материала —6 лет. Причина этого — поглощение нейтронов натриевым теплоносителем и стальным покрытием, смягчение спектра нейтронов кислородом в окисном топливе. При применении гелиевого теплоносителя отпадает необходимость использования стали в качестве защитных покрытий и появляется возможность применения керамического монокарбидного ядер- [c.7]

МИКРОТВЭЛЫ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ И БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ [c.11]

Необходимые толщину и пористость покрытий микротвэла можно рассчитать на основе предложенной Скоттом и Прадо-сом математической модели [15]. При известных прочностных характеристиках плотного запирающего силового слоя можно определить зависимость допустимой глубины выгорания ядер-ного топлива от толщины покрытия, пористости сердечника и буферного слоя с учетом анизотропного расширения и усадки покрытия, происходящих под действием потока быстрых нейтронов и термического отжига. [c.15]

Радиационные исследования микротвэлов показали, что вег роятность разрушения защитного покрытия увеличивается с повышением температуры, увеличением интегрального потока быстрых нейтронов и глубины выгорания ядерного топлива. Разрушение плотного пироуглеродного двухслойного покрытия происходит в результате образования трещин, либо из-за увеличения давления газообразных продуктов деления и распухания сердечника, причем в этом случае трещина начинает образовываться на внутренней поверхности защитного слоя, либо из-за упадки наружного слоя плотного пироуглерода в результате воздействия значительного интегрального потока быстрых нейтронов, и тогда трещина образуется на наружной поверхности микротвэла. Анализ более 100 радиационных исследований микротвэлов в США и ФРГ подтвердил справедливость предложенной расчетной модели [16]. [c.16]

Для уранового цикла приемлемым обогащением следует считать 2—3%, для уран-плутониевого цикла содержание 24орц должно быть 15—20%i. Как раз такое содержание Ри у плутония, получаемого в экранах реактора-размножителя на быстрых нейтронах [2]. [c.20]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...