Ядерное сечение макроскопическое

Понятие эффективного сечения чрезвычайно широко используется в атомной и ядерной физике и в областях физики, исследующих макроскопические процессы, связанные с взаимодействием атомных частиц. Оно применяется для количественной характеристики всевозможных упругих и неупругих процессов взаимодействия. [c.316]

Применение графита в качестве замедлителя и конструкционного материала в строительстве ядерных реакторов обусловлено его сравнительно небольшой стоимостью, легкостью механической обработки, малым сечением захвата нейтронов ( 4 м барн) и хорошей замедляющей способностью. Графит снижает энергию нейтронов, которые участвуют в делении. Это замедление происходит в результате упругого соударения между нейтронами и атомами замедлителя. По величине коэффициента замедления М, т. е. отношению замедляющей способности к макроскопическому сечению поглощения, реакторный графит (М = 190) хотя и далек от тяжелой воды (М = 3300), но близок к бериллию (М = 150), окиси бериллия М = 200) и значительно выше воды (М = 61). Замедляющая способность графита объясняется его малым (12,01) атомным весом. Он был применен в реакторе, на котором в СССР впервые была осуществлена цепная реакция. В реакторах атомных электростанций также используется в качестве замедлителя графит. [c.390]

Для осуществления цепной реакции к должно быть равно единице в бесконечной системе и больше единицы—в конечной. Причина интереса к тяжелой воде на первых этапах работы по ядерной энергии понятна из табл. 17. ОгО является единственным практически применимым замедляющим веществом, обеспечивающим цепную реакцию на природном уране, в котором отношение (и з )/N(11 3 )= 139. Уран в форме уранил-сульфата мог бы быть растворен в тяжелой воде в концентрации, дающей отношение N(0, 0)/Nпо. Небольшое изменение концентрации могло бы оказаться необходимым, чтобы скомпенсировать некоторое возрастание поглощения нейтронов за счет серы, имеющей, согласно табл. 15, макроскопическое сечение захвата N<1 — 0,018. [c.270]

В гл. 1 отмечалось, что для некоторых задач переноса нейтронов, например, при изучении движения нейтронов в быстротекущих жидкостях или монокристаллах, где ориентация потока жидкости или осей кристалла определяет выделенные направления в пространстве, полные сечения медленных нейтронов существенно зависят от направления движения нейтронов. Эти специальные случаи не рассматриваются в настоящей главе, так как они обычно не имеют большого значения в ядерных реакторах. В большинстве поликристаллических материалов, например, средняя длина свободного пробега нейтрона велика по ср авнению с размерами кристаллитов. Следовательно, при произвольной ориентации кристаллитов не существует выделенных направлений в макроскопическом масштабе. Поэтому при изучении термализации нейтронов используется обычное уравнение переноса. Удобно, однако, принять несколько отличное обозначение сечений. [c.256]

Значение величины тепловыделения, обусловленного 7 излучением, может быть проиллюстрировано примером. Рассмотрим реактор, полная мощность которого 5000 Мет. Из этой мощности около 300 Мет будет теряться с Y-излучением. При радиусе кожуха в 3 фута поток энергии Y-излучения, приходящийся на единицу внутренней поверхности кожуха (пренебрегая поглощением 7-излучения материалом между активной зоной реактора и кожуха), будет равен 2,6 Мвт/фут . Для никелевого или железного (стального) кожуха коэффициент поглощения равен 0,23 см или 7,0 фут . Тогда плотность мощности в единице объема внутренней части кожуха будет 18 Мвт/фут , что составляет около одной пятой плотности мощности в реакторе. Из этого примера ясно, что для механических частей ядерных ракетных двигателей желательно применять материалы с малым значением коэффициента поглощения и большим коэффициентом теплопроводности. Эта задача упрощается тем, что большинство материалов замедлителей обладает малым коэффициентом поглощения однако в замедлителях большое значение имеет нагрев, обусловленный замедлением нейтронов, хотя в общем-то этот фактор незначителен для металлических конструкций. Локальная плотность мощности, выделяемой при облучении быстрыми нейтронами, равна произведению локальной величины потока быстрых нейтронов, умноженной на макроскопическое поперечное сечение рассеяния нейтронов материалом и на величину средней энергии, теряемой при одном столкновении. Нельзя дать общих данных по этому вопросу, так как явление сильно зависит от нейтронных характеристик материалов активной зоны и реактора в целом однако для многих реакторов на тепловых нейтронах и реакторов на замедленных быстрых нейтронах было найдено, что для тех частей замедлителя, которые расположены вблизи или внутри активной зоны, плотности мощностей, обусловленных гамма- и нейтронным излучением, сравнимы. [c.520]

В нескольких странах накоплен опыт эксплуатации реакторов с газовым охлаждением, имеющих важные преимущества возможность достижения высоких температур на выходе из реактора независимость температуры от давления (высокие температуры при низком давлении) относительно низкая аккумулирующая способность незначительное изменение физических свойств теплоносителя в ш/воком диапазоне температур благоприятные ядерные свойст теплоносителя (небольшое макроскопическое сечение зах та еттронов). [c.17]

Макроскопические эффективные сечения iVo входят во многие основные уравнения элементарной теории ядерных реакторов. Плотность ядер на 1 см N (равная, конечно, числу атомов в 1 см ) вычисляется из простого соотношения (0,602 102 X плотность)/атомиый вес. [c.258]

Предположим, что нейтроны претерпевают рассеяние в среде, содержащей связанные атомы одного элемента. Рассеяние может зависеть от ядерного спина и от наличия разл[1чных изотопов, как в разд. 7.1.4, различием масс которых пренебрегается. Было показано [20], что функцию рассеяния можно записать в этом случае в виде суммы дважды дифференциальных макроскопических сечений когерентного и некогерентного рассеяний, т. е. [c.266]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...