Источники быстрых нейтронов

В большинстве случаев для расчета защиты реактора наиболее существенно распределение потока тепловых нейтронов, поскольку, вызывая деление ядер горючего, они формируют. источники быстрых нейтронов и у-квантов деления. Кроме того, тепловые нейтроны характеризуются наибольшим сечением радиационного захвата. [c.35]

В качестве примера решения уравнения (34.51) рассмотрим задачу о распределении тепловых нейтронов в замедлителе с точечным источником быстрых нейтронов в центре, причем ограничимся такими расстояниями г от источника, на которых процесс [c.312]

Радиоактивные источники быстрых нейтронов [c.286]

ПОЛЯ ЗАМЕДЛИВШИХСЯ НЕЙТРОНОВ И ВТОРИЧНОГО 7-излучения в прямом бетонном канале с ИСТОЧНИКОМ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ НА ВХОДЕ [c.296]

Исследованы распределения плотности потока промежуточных и тепловых нейтронов в макетах бетонных каналов прямоугольного сечения для двух точечных источников быстрых нейтронов на входе Ри- -Ве и Измерения проводили на оси канала [c.296]

Если имеется ещё внешний источник быстрых нейтронов, дающий Qq (г) нейтронов в единицу времени в единице объёма, то искомая функция Q (г) представится в виде [c.339]

Одновременно такая установка может служить мощным источником быстрых нейтронов, по-видимому, значительно более интенсивным, чем циклотрон. Это откроет пути новых исследований различных веществ, в частности, в направлении изысканий возможностей вовлечения в практику атомной энергии других элементов, кроме урана и плутония. Наконец, эта же установка даст возможность ставить исходные эксперименты в направлении устройства атомных котлов на быстрых нейтронах, быть может, применимых для специальных видов транспорта. [c.470]

Интенсивность источника быстрых нейтронов определяется числом тепловых нейтронов, поглощаемых в единицу времени в том же объеме, а интенсивность источника тепловых нейтронов в свою очередь связана со скоростью поглощения быстрей группы нейтронов. Так как основные резонансные эффекты имеют место в нетепловой области энергий, то мы будем считать, что резонансному захвату подвергаются лишь те нейтроны, которые переходят из быстрой группы в тепловую. [c.142]

Поэтому интенсивность источника тепловых нейтронов равна а интенсивность источника быстрых нейтронов должна быть равна к1р) п1-.о). [c.142]

Если из того же замедляющего материала, который используется в котле, построить имитатор достаточно большой, чтобы он не только содержал все замедляющиеся нейтроны, но также и все нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии вокруг источника быстрых нейтронов, то отношение интегралов от плотности замедления и от плотности тепловых нейтронов по объему окажется равным ihm, т. е. величине обратной среднему времени жизни теплового нейтрона до поглощения в за- [c.44]

Так как распределение медленных нейтронов зависит от распределения быстрых нейтронов, то форма кривой распределения плотности медленных нейтронов любой энергии в некоторой определенной среде характерна для каждого источника быстрых нейтронов. В хорошем приближении можно утверждать, что добавление к среде вещества, которое действует только как чистый поглотитель нейтронов, может только в одинаковой степени повлиять на все ординаты кривой —/ , но не может изменить ее формы. Поэтому обнаруженное в 1939 г. Жолио и др. [62] существенное изменение формы кривой для воды в присутствии урана, выразившееся в большем распространении кривой в область больших расстояний, было эквивалентно доказательству того, что уран не может действовать только как простой поглотитель, но должен действовать также и как вторичный источник нейтронов. [c.56]

РАДИОНУКЛИДНЫЕ ИСТОЧНИКИ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ [c.48]

Ситуация сильно меняется в связи с энергетическим распределением нейтронов, возникающим из равновесного источника быстрых нейтронов, постоянного во времени и пространстве. В этом случае спектр замедляющихся нейтронов накладывается на распределение тепловых нейтронов, которое будет смещаться в сторону более высоких энергий, чем для максвелловского распределения. На рис. 7.22, например, приведен спектр для нейтронов низких энергий в воде при температуре 296° К, содержащей поглотитель, подчиняющийся закону l/v, с сечением а , равным 5,2 барн на атом водорода [118]. [c.303]

Источники быстрых нейтронов [c.253]

Независимо от целей непосредств. получения энергии термоядерный реактор может быть использован в кач-ве мощного источника быстрых нейтронов. Последние могут быть использованы, в частности, в энергетич. целях в последующих реакциях деления тяжёлых ядер (см. Деление атомного ядра) в окружающем реактор бланкете из урана (или тория). Это т. н. гибридный реактор, работающий по схеме синтез — деление и являющийся одним из звеньев программы УТС. С другой стороны, заметное внимание привлекли к себе и чистые [c.759]

Коллимационные системы, указанные выше, могут быть применены и в других источниках медленных нейтронов. За последнее время значительно возрос интерес к использованию в нейтронной радиографии неядерных источников [36]. Как было показано в работе [16], источники быстрых нейтронов с ускорителями и радиоактивного типа также способны давать пригодный для радиографии поток тепловых нейтронов. Успешно были использованы радиоактивные источники — Be типа (y,и источники типа (а,/г) — Ве и Ат -г- [c.294]

Те же самые соотношения между выходом быстрых нейтронов и интенсивностью потока тепловых нейтронов имеют место и у источников быстрых нейтронов, использующих ускорители. Относительно низкая стоимость и высокий выход у ускорителей, использующих реакцию Т й,п)1Ле , с энергией нейтронов около 14 Мэе, послужили поводом для проведения большого количества работ по использованию их для нейтронной радиографии [36, 13, 20, 16, 87, 68]. Такие ускорители допускают [c.298]

Быстрые Этот диапазон привлекателен тем, что доступны точечные источники быстрых нейтронов он пока еще мало изучен. Используя нейтроны этого диапазона с наименьшей энергией, можно осуществить многие контрольные работы, доступные в настоящее время только при использовании тепловых нейтронов (но с применением телевизионной техники) [c.301]

В практике расчета прохождения быстрых нейтронов в защите реакторов наиболее широко используется метод интегрирования функции влияния точечного источника по объему активной зоны (иногда называемый методом лучевого анализа). В этом методе распространение быстрых нейтронов (у-квантов) описывается вдоль луча, соединяющего точку объемного источника (активной зоны) с расчетной точкой, с учетом всех материалов, находящихся на этом пути, и с последующим суммированием вкладов от элементарных источников, суперпозицией которых можно представить активную зону, В результате плотность потока быстрых нейтронов равна [c.49]

Другим подходом к анализу поля быстрых нейтронов в защите реактора (как и нейтронов других энергий) является использование метода граничных источников (называемого иногда методом эквивалентных поверхностных источников). В достаточно высоком приближении решается задача расчета реактора или задача с любым заданным распределением внутренних источников в активной зоне, в то.м чис.т1е и неравномерным. В результате определяется энергетическое и угловое распределение нейтронов, выходящих из активной зоны. Это [c.53]

Расчет ослабления первичных и вторичных у-квантов в защите реактора чаще всего проводят методом, близким к методу расчета потока быстрых нейтронов, а именно интегрированием функции влияния точечного изотропного источника у-квантов. В групповом виде общая формула для плотности потока у-квантов имеет вид [c.57]

При проведении расчетов поля у-квантов в защите реактора обычно рассчитывают отдельно две составляющие у-излучение из активной зоны и вторичное у-излучение из защиты. При расчете составляющей активной зоны как излучения гомогенного объемного источника можно пользоваться аналогично случаю быстрых нейтронов различными формулами, полученными для объемных источников. Например, для сферической активной зоны с равномерной плотностью источников интегрирование функции влияния точечного источника приводит к следующему выражению для плотности потока у-квантов [38] [c.59]

Метод лучевого анализа используется для расчетов компоненты излучения натекания от невидимой части источника и широко распространен при изучении прохождения быстрых нейтронов и жестких у-квантов. [c.140]

Здесь =доАх — мощность источников быстрых нейтронов Ах — доля в спектре нейтронов деления, отнесенная к быстрым нейтронам (обычно для Е>2,5- 3 Мэв) Ивмн— сечение выведения быстрых нейтронов. Возможна многрупповая модификация ф( мулы (9.60), позволяющая определить изменение спектра быстрых нейтронов в защите с изменением расстояния. [c.49]

Радиоизотопные источники быстрых нейтронов представляют собой ампулы, содержащие трансплутониевый радиоактивный изотоп 2 f спонтанного распада, или а-активный изотоп (наиример, 2 °Ро) в смеси с материалом мишени, или Y-активный изотоп (например, с мишенью, отделенной от изотопа (табл. 9). В качестве мишеней для а-активных изотопов используют бериллий, бор, литий, фтор, углерод и др., а для узктивных изотопов — бериллий и дейтерий. Спектр излучения одного из этих источников показан на рис. И. [c.23]

Таблица I. Влияние спектра источника быстрых нейтронов и граничной энергии ( гр) между промежуточной и быстрой группами рассеянных нейтронов на величину отношения /4 =ФЗл7Ф1,"пр

Решение уравнения переноса излучения в защитах реакторов с помощью AWLM— № 1.0-схемы (263). Применение метода Монте-Карло для расчетов токов вкладов в защите реакторов (268). Весовые функции усреднения групповых констант (272). Учет воздушных полостей в защите реакторов в рамках метода выведения — диффузии (278). Особенности формирования поля быстрых нейтронов, рассеянных от стенок прямого канала (282). Потребности в ядерных данных в задачах расчета биологической защиты (286). Аналитическое описание замедления резонансных нейтронов (292). Поля замедлившихся нейтронов и вторичного v-излучения в прямом бетонном канале с источником быстрых нейтронов на входе (296). Функции влияния поглощающего цилиндрического источника (299). Расчет источников захватного Т Излучения в однородной среде и у границы раздела двух сред комбинированным методом (307). Квазиальбедо нейтрон — V-квант (309). Ковариационные матрицы погрешностей для элементов конструкционных и защитных материалов ядерно-технических установок (311). Скайшайн нейтронов н фотонов. Обзор литературы (320). [c.336]

В первых двух вариантах в скважину опускается источник быстрых нейтронов (обычно радиево-бериллиевый или полониево-бериллиевый) и счетчик нейтронов или у-квантов. Между ними помещается фильтр из бора с парафином или свинца для того, чтобы излучение источника не попадало в счетчик. При ННК-каротаже используется способность нейтронов особенно эффективно замедляться в водородсодержащих средах. Нейтроны, испускаемые источником, попадают в горные породы и тем скорее замедляются в них, чем больше они содержат водорода. Замедленные — тепловые и надтепловые — нейтроны регистрируются пропорциональным счетчиком, наполненным ВРз. Так как водород находится в основном в жидкостях, воде или нефти, заполняющей пбровое пространство, то показаниями счетчика при методе ННК пользуются для оценки пористости пород и подсчета нефти в пластах. Нефть от воды можно отличить благодаря тому, что в воде имеется много солей, поглощающих нейтроны. В нефти же они практически отсутствуют. [c.204]

Интегральный член этого уравнения выражает интенсивность источника тепловых нейтронов, причем в этом члене уже учтена связь, существующая между поглощением и интенсивностью источника быстрых нейтронов. Чтобы решить это интегральное уравнение, разложим функцию п (х у, z ), входящую в подинтеграль-ное выражение, в ряд [c.143]

Средняя длина переноса тепловых нейтронов в тяжелой воде была измерена Оже, Муном и Понтекорво [10]. Небольшой бак с тяжелой водой укреплялся в верхней части графитовой призмы большого поперечного сечения. Между графитом и тяжелой водой был проложен плоский кадмиевый экран, являвшийся верхней границей графитовой призмы. На 100 см ниже этой границы помещался источник быстрых нейтронов (ВаБе). С помощью очень маленькой камеры, наполненной тре-сфтори-стым бором, измерялась плотность тепловых нейтронов на разных расстояниях от сильно поглощающего кадмиевого экрана. Плотность нейтронов оказа,лась линейной функцией расстояния от кадмиевого экрана. Экстраполяция этой линии показывает, что плотность равна нулю на расстоянии с =1,64 см за экраном. На основе теории явлений переноса, заменяющей обычную диффузионную теорию вблизи таких границ раздела, где распределение скоростей нейтронов не вполне изотропно, Плачен с сотрудниками [13] показали, что [c.56]

Замедление нейтронов. В момент испускания энергия нейтронов в 10 —10 раз превосходит энергию частицы, находящейся в тепловом равновесии при комнатной температуре (эффективная энергия составляет около 600 кал/моль = V4oeV на 1 частицу [55]). Медленные нейтроны, включая нейтроны, находящиеся (почти) в тепловом равновесии (тепловые нейтроны), можно получить только путем замедления испускаемых источниками быстрых нейтронов в замедлителях [6]. Нейтроны благодаря отсутствию у них заряда теряют в веществе энергию, главным образом в соударениях с ядрами, а не при взаимодействии с орбитальными электронами, как а- и -частицы. В соответствии с основными законами механики средняя наибольшая энергия теряется при соударениях с частицами равной массы поэтому водород является наиболее энергичным замедлителем нейтронов. В водороде, который обычно применяется в виде воды или парафина, нейтронная энергия уменьшается в среднем при каждом соударении в е раз. [c.45]

I" Б е р и л л и й нашел применение в атомной энергетике и как конструкционный материал (для замедлителей и отражателей) и как атомное горючее, являясь в смеси с препаратами радия источником быстрых нейтронов. Это металл серебристо-белого цвета, с плотностью 1,84 и температурой плавления 1282° С. Имеет гексагональную плотноупакованную решетку, но с разными параметрами, что дает основание отнести бериллий к металлам, имеющим аллотропические превращения. Чистый бериллий является твердым и прочным металлом [Ов = 294 Мн/м (30 кГ1мм ) б = 1—2%]. Бериллий устойчив на воздухе вследствие образования на его поверхности пленки ВеО, но при высоких температурах легко соединяется с кислородом и азотом. Соединения бериллия, пыль и дым его ядовиты. Кроме атомной энергетики, бериллий применяют в основном, в качестве легирующей присадки в бронзах, реже в легированных конструкционных сталях. Стоимость бериллия высокая, что объясняется сложностью извлечения его из руд и трудностью получения в чистом виде. [c.210]

Радиоактивные источники быстрых нейтронов. Ядра некоторых радионзтслидов при распаде испускают а-частицы или у-кван-ты с энергией, превышающей порог реакций (а, п) и (у, п) на некоторых легких элементах. На основе таких нуклидов можно создавать достаточно простые и компактные источники нейтронов. Энергия а-частиц, испускаемых а-радиоактивными нуклидами ( Ро, Ас, обычно 5...6 МэВ. Под воздействием таких частиц реакция (а, и) с относительно большой вероятностью осуществима лишь на ядрах некоторых легких элементов (бериллий, бор, фтор, литий), которые в основном и используются в качестве мишеней в рассматриваемых источниках. В зависимости от энергии а-частиц максимальная энергия нейтронов, возникающих в реакции (а, и) на бериллии, боре и фторе, не превышает соответственно [c.258]

Важнейшие характеристики некоторых наиболее перспективных радиоактивных источников приведены в табл. 9.1. Пик интенсивности у потока тепловых нейтронов в замедлителе, окружающем такой источник быстрых нейтронов, составляет около 0,001 выхода быстрых нейтронов из источника при коллиматоре с расширяющимся потоком. Следовательно, при кол-лиматорной системе 10 1 степень ослабления потока быстрых нейтронов из источника в поток тепловых нейтронов в месте [c.295]

Хотя радиография на быстрых нейтронах пользовалась значительно меньшим вниманием исследователей, уместно начинать с этого метода, поскольку в проведенных работах использовались ускоритель и радиоактивные источники, описанные ранее [47, 1, 94, 60, 101]. По существу одной из главных особенностей этого метода является возможность применения точечных источников быстрых нейтронов. При использовании быстрых нейтронов непосредственно их не надо ни замедлять, ни коллимировать, как в случае, когда нейтроны из таких источников используются для радиографии на тепловых нейтронах. В качестве примера на фиг. 9.7 приведена радиограмма, полученная с генератором быстрых нейтронов типа Т й,п)Не . Для радиографирования быстрыми нейтронами могут быть также использованы источники нейтронов малых размеров, но с высоким выходом, в особенности такие, как, например, Особого внимания заслуживают и такие источники, как п) Ве , в которых возможно изменение энергии нейтронов в широком диапазоне. В этом случае можно выбрать оптимальную энергию для обнаружения материала, представляющего интерес. Например, литий легко может быть обнаружен, если пучок нейтронов будет обладать резонансной энергией 250 [c.303]

К источникам вторичных у-кваитов в материалах активной зоны и защиты относятся 1) захватное у-излучение, образующееся в результате реакции (п, у) 2) у-излучение, возникающее при неупругом рассеянии быстрых нейтронов 3) у-излучение, сопровождающее нейтронные реакции с образованием заряженных частиц 4) активационное у-излучение 5) тормозное у-из-лучение 6) у-кванты, возникающие при аннигиляции позитронов. [c.27]

Более точной является двухгрупповая диффузионная модель реактора. Она позволяет приближенно учесть различие пространственного распределения нейтронов разных энергий. В этой модели плотность потока быстрых и надтепловых нейтронов Фо (г) описывается с помощью одного диффузионного уравнения, а поток тепловых нейтронов Фо(г) —с помощью другого уравнения. Рещения этих уравнений в каждой области (активная зона, отражатель, зона воспроизводства и др.) сщиваются > с соответствующими рещениями в прилегающих областях при подходящих граничных условиях для каждой группы с учетом требований, налагаемых на решения в центре и на внешней границе реактора. Интенсивность источников тепловых нейтронов в каждой области пропорциональна плотности потока быстрых нейтронов, а в областях, содержащих делящийся материал, интенсивность источников группы быстрых нейтронов пропорциональна плотности потока тепловых нейтронов. [c.40]

При использовании модели сечений выведения (и длины релаксации) возможно приближенное рассмотрение поля быстрых нейтронов (или первичных у-квантов) и для других геометрических конфигураций активной зоны и защиты. В этом случае можно применять аналитические формулы и таблицы, полученные для различных объемных источников с равномерной плотностью излучения (см. гл. VI). Например, для плоского полубесконеч-ного пространства в качестве модели активной зоны [c.53]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...