Источники нейтронов

Кроме того, бериллий применяют как источник нейтронов, возникающих при его бомбардировке а-частицами, для окон рентгеновских трубок (бериллий прозрачен для рентгеновских лучей) и в других случаях. [c.558]

Не все эти источники нейтронов в равной степени важны и поэтому не все из них необходимо учитывать при расчете защиты данного конкретного реактора. [c.11]

Здесь 7о(г, ) = 7о(г)х( ) — распределение источников нейтронов деления. Последние члены в этих уравнениях учитывают влияние на поле нейтронов областей, окружающих активную зону (отражателя и защиты) [c.18]

РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ИСТОЧНИКОВ НЕЙТРОНОВ И у-КВАНТОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА [c.35]

Среднюю по объему активной зоны интенсивность источников нейтронов можно рассчитать по формулам [c.42]

Определение пространственно-энергетического распределения источников нейтронного и первичного у-излучения в активной зоне. [c.78]

Ро — и—Ве)-источник нейтронов для каналов радиусом а 3,3 см (ф), 5,7 см ( ) и 8,3 см (А)- [c.152]

Рис. 12.13. Распределение плотности потока быстрых нейтронов дискового изотропного источника нейтронов деления вдоль оси второй секции двухсекционных цилиндрических каналов диаметром 5.5 см в воде с углами изгиба между секциями З О и 90°

Относительно просто определяется мощность источников нейтронов с повышенными энергиями. В качестве таких источников представляют интерес две группы нейтронов. Первая — нейтроны с энергиями более 3 Мэе, для которых хорошо известны сечения выведения, вторая — нейтроны с энергиями более 1,5 Мэе, для которых имеется большое число экспериментальных и расчетных констант. Первой группой нейтронов целесообразно пользоваться для определения размеров нейтронной защиты, второй—для оценки накопления числа II дозы нейтронов. [c.299]

Своеобразными источниками нейтронов являются некоторые трансурановые элементы, для которых велика вероятность спонтанного деления с испусканием нейтронов деления (см. 44, п. 5 и 49, п. 2). Ри и Ат используются также как источники а-частиц для приготовления нейтронных источников типа (Ро + Be). [c.286]

Рис. 145. Схема прибора изображена на рис. 145 И — источник нейтронов ЛЦ — латунный цилиндр, наружная поверхность которого покрыта тонким слоем делящегося вещества U БЦ — бакелитовый цилиндр большего диаметра.

При изучении спонтанного деления источника нейтронов и коллиматора нет.) [c.403]

С помощью плутоний-бериллиевого источника нейтронов установили, что спектр второго импульса совпадает со спектром -у-лучей от захвата нейтронов кадмием, а сдвиг второго импульса относительно первого равен времени замедления и диффузии тепловых нейтронов до захвата в кадмии. Когда кадмий убирали, эффект исчезал. [c.643]

С помощью интенсивного америций-бериллиевого источника нейтронов было показано, что нейтроны реактора не могут соз" давать ложных совпадений, имитирующих картину взаимодействия по схеме (83.5). (Спектр первого импульса от нейтронов и позитронов различны). [c.643]

С помощью интенсивного америций-бериллиевого источника нейтронов было показано, что нейтроны реактора не могут создавать ложные совпадения, имитирующие картину взаимодействия по схеме (17.5). [c.243]

Характеристики детекторов, применяемых при спектрометрии на сборках с источником нейтронов на энергию 14 МэВ, представлены на рис. 41.39 и 41.40 [43]. [c.1134]

В экспериментах с импульсными источниками нейтронов постоянная спада асимптотической плотности потока нейтронов связана с диффузионными свойствами среды и геометрическим параметром В , см , соотношением [c.1139]

Источники нейтронов и других нейтральных частиц [c.482]

Во всех источниках нейтроны образуются в результате ядерных реакций. Возникшие в результате реакции нейтроны либо используются непосредственно, либо предварительно замедляются. В используемых в ядерной физике источниках заряженных частиц и V-квантов энергия частиц должна быть не ниже нескольких МэВ, а в большинстве случаев выше десяти МэВ, так как в противном случае ядерные реакции не идут из-за пороговых и барьерных эффектов. Напротив, нейтроны не подвержены действию кулонов-ского барьера и вступают в экзотермические реакции со всеми ядрами (кроме аНе и аНе ). Поэтому согласно закону 1/и (см. гл. IV, 4, п. 3) взаимодействие нейтронов с ядрами крайне интенсивно при энергии нейтрона, близкой к нулю. Этим объясняется важность источников медленных (с энергией порядка 1/40 эВ) нейтронов. [c.482]

Самые первые источники нейтронов были основаны на использовании реакции [c.483]

Наиболее интенсивным источником нейтронов является ядерный реактор. Устройство реактора мы объясним ниже в гл. XI, 3. Здесь мы только укажем свойства реакторов как источников нейтронов. В этом отношении реакторы характеризуются а) величиной потока нейтронов б) энергетическим спектром нейтронов и в) техническими возможностями использования нейтронного потока (можно ли помещать образец внутрь реактора или же можно лишь ставить образец на пути выходящего наружу нейтронного пучка). [c.487]

Источниками нейтронов могли бы быть реакции (а, п) на ядрах и [c.635]

Расчет радиационной защиты начинается с расчета интенсивности и пространственного распределения источников нейтронов и у-квантов деления в активной зоне реактора. При известном распределении этих источников в принципе возможно определение поля излучения во всей защите — поля быстрых, замедляющихся (промежуточных энергий) и тепловых нейтронов, а также картины ослабления в защите у-квантов, образующихся в результате деления ядер. При этом необходимо учитывать также и ослабляющие свойства материалов активной зоны,т. е. практически проводить совместный анализ распределения излучения в защите и в активной зоне. Однако возможен и другой подход — рассмотрение только лищь защиты или ее отдельной [c.7]

Образование нейтронов при поглощении у-квантов может иметь некоторое значение для расчета защиты лишь при наличии следующих изотопов О , Ве , С и Ы . Пороги образования фотонейтронов на этих изотопах равны 2,23 1,67 4,90 и 5,30 Мэе соответственно. Фотонейтронные сечения для дейтерия и Ве очень малы (всего несколько миллибарн), но после остановки реактора эти реакции — почти единственный источник нейтронов. Кроме того, если в качестве защиты используется вода, г.оторая ослабляет нейтроны гораздо сильнее, чем у-из-лучение, то поток фотонейтронов, вызванный наличием в воде небольшой доли дейтерия (0,016%), на большой толщине (более 150—200 см) может превысить поток нейтронов, пришедших из реактора [1,7]. [c.15]

Односкоростная модель, рассмотренная выше, предполагает, что распределение источников нейтронов пропорционалоио распределению плотности полного потока нейтронов. На самом деле при делении образуются нейтроны разных энергий, причем энергия нейтронов деления значительно превышает энергию тепловых нейтронов, которые в основном вызывают деление ядер. Односкоростная модель не учитывает диффузию нейтронов в процессе замедления. Это особенно существенно для реактора с отражателем, где пространственное распределение потока может сильно зависеть от энергии нейтронов. Заметнее всего это проявляется в реакторах на тепловых нейтронах. В ряде случаев отражатель может служить основным источником тепловых нейтронов, например когда по техническим условиям невозможно или нежелательно смешивать замедляющий материал, состояший из легких ядер, с горючим. Тогда отражатель изготовляют из замедляющих материалов и замедление нейтронов в основном происходит в отражателе. [c.40]

Метод получения нейтронов в результате реакщш (а, п) первые годы был единственным. Обычно источники нейтронов изготовлялись из смеси тщательно размельченной соли радия (испускающей а-частицы) и порошкообразного бериллия. В 1937 г. появилась возможность получить более интенсивные пучки нейтронов путем замены естественных излучателей а-частиц искусственно ускоренными частицами. С созданием реакторов (1942) появилась возможность получать интенсивные нейтронные пучки. [c.280]

Кроме урана явление деления было обнаружено с помощью ионизационной камеры также для тория и протактиния. При этом заметили, что при окружении источника нейтронов и ионизационной камеры парафином эффект в случае урана усиливается, а в сл учае тория и протактиния остается неизменным. Отсюда можно было сделать вывод о том, что уран делится как быстрыми, так и тепловыми нейтронами, а торий и протактиний только быстрыми. Позднее (в 1940 г.), когда при помощи масс-спектрометра удалось получить небольшое количество разделенных изотопов урана и было показано, что тепловыми нейтронами делится изотоп а порог реакции деления и встречающихся в природе изотопов goTh и giPa равен примерно 1 Мэе . [c.362]

Изотопы калифорния отличаются сравнительно невысокими периодами полураспада относительно спонтанного деления. Так, имеет (Ti/J n = 66 лет, а (Г vj n = бб дней. Нетрудно видеть, что такие малые периоды полураспада соответствуют очень большому числу актов спонтанного деления в единицу времени и высокой плотности испускаемых при этом нейтронов деления. В связи с этим изотоп калифорния (который может быть получен в значительных количествах) используется для изучения физики деления и в качестве источника нейтронов 1 г этого изотопа испускает 3 10 нейтр1сек. [c.420]

Создание хороших (т. е. достаточно интенсивных и монохро-матичных) источников нейтронов является сложной задачей, поскольку нейтроны нельзя ни ускорять, ни фокусировать электромагнитными полями. Поэтому точность измерений при работе с нейтронами при одинаковой трудоемкости существенно ниже, чем при работе с заряженными частицами. [c.482]

К быстрым относят нейтроны с энергиями примерно от 100 кэВ до 14 МэВ. Сечения взаимодействия таких нейтронов с ядрами уже намного меньше, чем для медленных нейтронов. Прикладное значение быстрых нейтронов обусловлено тем, что основным техническим источником нейтронов является реакция деления ядер (см. 3), порождающая нейтроны мегаэлектронвольтных энергий. Далее эти быстрые нейтроны деления иногда используются непосредственно (см., например, гл. XI, 3), а чаще превращаются в медленные путем специального процесса замедления (см. 4). [c.533]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...