Слайд 7ТВСБлок отражателяЗаполнение и назначение штатных каналов СМ-2Заполнены водой (1,6,8,9,10,11,14,15):три канала
используются для получения трансурановых элементов ( центральный и два канала
в отражателе);- два низкотемпературных канала с водяным охлаждение используются для материаловедческих работ. Контур предусматривает охлаждение водой при температуре 30 °С при давлении 5 МПа ;- два высокотемпературных канала охлаждаются водой под давлением 35 МПа с расходом 80 т/ч и температурой воды на входе 400 °С, они используются для испытания твэлов;
Заполнены газом или иной средой (2,3,4,5,7,12,13,16):- пять каналов с газовым охлаждением для изучения делящихся материалов; охлаждение может осуществляться гелием при давлении 3-5 МПа и расходе 350 кг/ч.;- один канал может охлаждаться жидким гелием или водородом для изучения повреждаемости материалов при низких температурах;- канал с газовым охлаждением для испытаний при температурах до 2000 К;- канал с жидкометаллическим теплоносителем для изучения поведения теплоносителей при температурах до 1000 К.
Плотность — поток — нейтрон
Плотность потока нейтронов, выпускаемых из ядерного реактора, на неск.
При плотности потоков нейтронов выше 1013 нейтрон / ( CMZX Хс.
Фо — плотность потока нейтронов при наличии и отсутствии экрана; d — Толщина слоя воды, Д1 / 2 — слой половинного ослабления; В — коэффициент, при d / Aiy2 l имеет значение 1 6, при rf / AJ / 2 2; 2 2 и при rf / Ai / 23; 2 8 и далее принимается постоянным.
|
Расчетные значения плотности потока тепловых нейтронов. |
Расчетные значения дифференциальных энергетических плотностей потоков нейтронов в реальной защите реактора ВВЭР ( рис. 4), а также расчетные плотности потоков тепловых нейтронов ( табл. 2) мало оттличались по характеру от полученных ранее.
|
Энергетический спектр нейтронов перед корпусом реактора.| Линейные коэффициенты ослабления у-квантов в смеси с шст 0 7. |
Оценим в первую очередь плотность потока нейтронов. Рассмотрим группу нейтронов с энергиями более 1 5 Мэв.
|
Нормированные распределения потока нейтронов в активной зоне. |
Сравнение одно-скоростных пространственных распределений плотности потока нейтронов в активной зоне реактора для рассмотренных выше трех элементарных геометрических форм проведено на — 9.10
Необходимо отметить, что в односкорост-ной модели эти распределения строго пропорциональны распределениям мощности источников qo ( r), знание которых важно при расчете защиты реактора.
. Фотонейтронный анализ основан на измерении плотности потока нейтронов, образующихся при ядерной реакции ( у, п), которая пропорциональна содержанию ядер, принимающих участие в реакции.
Фотонейтронный анализ основан на измерении плотности потока нейтронов, образующихся при ядерной реакции ( у, п), которая пропорциональна содержанию ядер, принимающих участие в реакции.
|
Схема образцовой установки для поверки приборов тормозного излучения. |
Эталонные установки, воспроизводящие размер единицы плотности потока нейтронов, включают в себя нейтронный источник, замедлитель и средства для измерения методом активации ( марганца и золота) полного выхода нейтронов.
В одном из английских реакторов для определения плотности потока нейтронов внутрь него помещается трубка с вольфрамовой проволокой, которая становится радиоактивной под действием бомбардировки нейтронами.
Для аналитического применения основными параметрами источников нейтронов представляются плотность потока нейтронов в зоне облучения и энергетический спектр нейтронов.
Сто — сечение активации тепловыми нейтронами; фтепл — плотность потока нейтронов с максвелловским распределением ( спектром тепловых нейтронов), нейтр.
Поток — быстрый нейтрон
Поток быстрых нейтронов в проектируемых быстрых реакторах-размножителях будет составлять около 1016 н / см2 с, что примерно на три порядка выше, чем в тепловых реакторах. Высокие значения нейтронных потоков и флюенса в быстрых реакторах создают для реакторного материаловедения новые, чрезвычайно сложные проблемы.
Поток быстрых нейтронов замедляется графитом и проходит через плоский поглотитель из бора.
Ослабление потока быстрых нейтронов обусловлено тремя процессами: поглощением, упругим и неупругим рассеянием. Первые два процесса выводят нейтроны из пучка, а в результате неупругого рассеяния нейтрон теряет значительную долю первоначальной энергии и уже не может вызвать аналитическую ядерную реакцию.
В потоке быстрых нейтронов наблюдается радиационный рост и радиационная ползучесть сплавов циркоиия, существенные в температурном интервале 180 — 530 С. С увеличением температуры ( от 300 до 400 С) влияние нейтронного облучения на ползучесть уменьшается, что объясняется быстрым отжигом радиационных дефектов, однако при этом возрастает и становится определяющей термическая ползучесть.
В потоке быстрых нейтронов наблюдается радиационный рост и радиационная ползучесть сплавов циркония, существенные в температурном интервале 180 — 530 С. С увеличением температуры ( от 300 до 400 С) влияние нейтронного облучения на ползучесть уменьшается, что объясняется быстрым отжигом радиационных дефектов, однако при этом возрастает и становится определяющей термическая ползучесть.
|
Столкновение нейтрона с атомами гелия.| Фотограмма бомбардировки нейтронами парафина.| Фотограмма бомбардировки нейтронами азота. |
При пропускании потока быстрых нейтронов через водород, воду и парафин получаются так называемые медленные нейтроны. Медленные, или тепловые, нейтроны очень легко поглощаются ядрами многих элементов, особенно же сильно бором, кадмием и гадолинием.
Присутствие в потоке быстрых нейтронов приводит к делению U238 и Th232, поэтому в этих условиях наличие в образцах сравнительно больших количеств тория может осложнить определение урана. При облучении в хорошо терма-лизованном потоке нейтронов помехи определению урана со стороны естественных элементов отсутствуют.
|
Изменение плотности потока.| Изменение плотности потока. |
Нейтронный генератор дает поток быстрых нейтронов со значительным градиентом. Для получения медленных нейтронов около мишени генератора устанавливают систему с замедлителем.
Прибор позволяет регистрировать потоки быстрых нейтронов с энергией от 0 5 до 14 Мэв, а также обнаруживать тепловые нейтроны при гамма-фоне до 50 мкр / сек.
Более того, поток быстрых нейтронов от генератора, получающихся при удалении замедлителя, также может быть использован для решения проблем активационного анализа.
|
Зависимость сопротивления кремниевых терми-сторов от интегрального потока быстрых нейтронов.| Зависимость сопротивления окисно-металлического термистора от интегрального потока быстрых нейтронов. |
Изменения сопротивления под действием потока быстрых нейтронов 1 4 — 1012 нейтрон / ( см2 — сек) ( интегральный поток Ю17 нейтрон / см2) для каждого типа термисторов были различными.
Как видно, пространственное распределение потока быстрых нейтронов несколько отличается от экспоненциального, характерного для результатов расчета по методу сечений выведения в одномерной плоской модели.
Четкое объяснение
Поток нейтронов в точке пространства можно также проиллюстрировать идеей небольшого круглого диска с центром, через который проникают нейтроны. Можно представить, что круглый диск вращается в пространстве с фиксированным центром для каждого отдельного нейтрона, так что нейтрон падает в направлении нормали . Поток нейтронов — это количество нейтронов, проникающих через диск за определенный промежуток времени, деленное на временной интервал и площадь диска. При вращении диска во всех направлениях образуется сфера, диаметр которой равен диаметру диска.р→{\ displaystyle {\ vec {r}}}р→{\ displaystyle {\ vec {r}}}
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Формула Брейта-Вигнера
Получить с помощью квазиклассических
рассуждений выражение для прицельного параметра b бомбардирующего
нейтрона. Вычислить первые три возможных значения b для нейтронов
с кинетической энергией Tn = 1,00 МэВ.
Найти максимальное значение
bmax прицельного параметра при взаимодействии нейтрона
с кинетической энергией Tn = 5,00 МэВ с ядрами
Ag.
Показать, что для нейтронов
с длиной волны геометрическое
сечение взаимодействия с ядром , где R – радиус ядра. Оценить эту величину
для нейтронов с энергией Tn = 10 МэВ, налетающих
на ядро Au.
Оценить максимальную величину
центробежного барьера для нейтронов с кинетической энергией Tn
= 7,0 МэВ при взаимодействии с ядрами Sn.
Найти вероятность того,
что в результате взаимодействия медленных нейтронов (l = 0) с
ядрами, спин которых I = 1, составное ядро образуется в основном
состоянии со спином J = 3/2. Считать, что спины нейтронов и ядер
до взаимодействия имеют всевозможные взаимные ориентации.
Исходя из формулы Брейта-Вигнера
для сечения σ а образования составного ядра,
получить выражение для сечений процессов упругого рассеяния σnn
и радиационного захвата σnγ нейтрона.
Выразить с помощью формулы
Брейта-Вигнера сечение радиационного захвата нейтрона σ nγот
его кинетической энергии T n, если известно сечение
σ данного процесса при Tn = Т
и значения Т и Г.
Найти с помощью формулы
(4.7.1) Брейта-Вигнера для сечения радиационного захвата нейтрона отношение
σmin/σ, где σmin –
минимальное сечение процесса (n,γ) в области Tn
< T (см. рис. 4.1); σ – сечение
этого процесса при Tn = T, если
Г << Т.
Какова должна быть толщина
d кадмиевой пластинки, чтобы параллельный пучок тепловых нейтронов
при похождении через нее уменьшился в 100 раз?
В центре сферического слоя
графита, внутренний и внешний радиусы которого R1
= 1,0 см и R2= 10,0 см
находится точечный источник нейтронов с кинетической энергией Тn
= 2 МэВ. Интенсивность источника I =2,0·104с-1. Сечение взаимодействия нейтронов данной энергии
с ядрами углерода σ = 1,6 б. Определить плотность потока
нейтронов Фn(R2) на внешней поверхности
графита, проходящих данный слой без столкновений.
Узкий пучок нейтронов
с кинетической энергией 10 эВ проходит через счетчик длиной l
= 15 см вдоль его оси. Счетчик наполнен газообразным BF3
при нормальных условиях (бор природного изотопного состава). Определить
эффективность регистрации нейтронов с данной энергией, если известно,
что сечение реакции (n,α) подчиняется закону 1/ v.
Небольшой образец ванадия
51V массой m = 0,5 г активируется до насыщения
в поле тепловых нейтронов. Непосредственно после облучения в течение
t = 5,0 мин было зарегистрировано =
8,0·109 импульсов при эффективности регистрации ε =
1,0·10-2. Определить концентрацию n n нейтронов,
падающих на образец.
Какую долю η первоначальной
кинетической энергии Т теряет нейтрон при: а)
упругом лобовом столкновении с первоначально покоившимися ядрами 2Н,
12С и 235U; б) упругом рассеянии под углом
на первоначально покоившемся дейтоне, если угол = 30, 90 и 150º?
Нейтроны с кинетической энергией
Т упруго рассеиваются на ядрах с массовым числом
А. Определить: а) энергию Т нейтронов рассеянных под углом
в СЦИ; б) долю нейтронов,
кинетическая энергия которых в результате однократного рассеяния лежит
в интервале (Т, Т + dТ), если рассеяние в СЦИ
изотропно.
Нейтроны испытывают рассеяние
на первоначально покоившихся протонах. Считая это рассеяние изотропным
в СЦИ, найти с помощью векторной диаграммы импульсов
Слайд 10Фантастические проекты повышения плотности нейтронного потока.Первый. Эта установка представляет
собой тор с набором активных зон импульсных уран-графитовых реакторов,
импульс которых может составить около 10 19 н/см 2с. Облучаемая мишень движется по тору, все время находясьв максимуме потока. При числе активных зон порядка 1000 мощность реактора должна составлять 100 МВт, а время кампании — I час.Считается, что экономически выгоден циклокотел с числом активных зон ~ 10000, при этом скорость перемещаемой мишени в данном устройстве составит 100 м/с. Второй. Другой проект получения сверх интенсивных потоков нейтронов (1020н/см 2с) основан на технической реализации реакции типа:D—> х*n или Р—> x*n На один дейтон и протон в этой реакции появляются до x~65 нейтронов. Реакция может происходить при энергии протонов и дейтонов около 800-1000 Мэв. Для получения интенсивных потоков нейтронов необходимы сравнительно мощные потоки протонов и дейтонов, которые дают реакцию при взаимодействии с тяжелой мишенью.
Слайд 3Мощность реактора — величина, пропорциональная величине средней по объёму топлива
плотности нейтронов в его активной зоне.Для того, чтобы реактор работал
на постоянном уровне мощности, необходимо создать и поддерживать в его а.з. такие условия, чтобы средняя по объёму топлива плотность нейтронов была неизменной во времени.Критичность реактора – это рабочее его состояние, в котором средняя по объему топлива плотность нейтронов в нём постоянна во времени. Рабочие состояния реактора — состояния, в которых плотность нейтронов в его активной зоне поддерживается постоянной за счёт самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер в нём.Условия критичностиа) Реактор может быть критичным на любом уровне мощности. б) Первичное условие поддержания реактора в критическом состоянии: скорость изменения средней плотности нейтронов по объёму топлива в реакторе должна быть нулевой:dn/dt = 0.
Слайд 1Лекция 7. Цель. Познакомить слушателей с техническими характеристиками исследовательского реактора
CМ-2, устройством активной зоны и его возможностями для проведения реакторных
испытаний. Рассмотреть картограмму активной зоны и распределения потоков излучений по экспериментальным каналам.
План.1. Исследовательский реактор СМ-2- пример достижения максимально возможных значений плотностей нейтронных потоков. Направления научных исследований и возможности постановки реакторных испытаний. 2. Тепловыделяющие сборки СМ-2 и возможная их модернизация, пути повышения плотностей нейтронных потоков. 3. Картограмма, исследовательские каналы, распределения потоков излучений.
Определение: угловой поток нейтронов и скалярный поток нейтронов
Угловой поток
Угловой поток измеряет количество частиц на единицу поверхности и времени и, следовательно, имеет единицы измерения n / (см² ⋅ с), где n — это точное количество частиц. Термин указывает на угловую плотность нейтронов.
Скалярный поток
Скалярный поток измеряет количество частиц на единицу поверхности и времени и, следовательно, имеет единицу измерения n / (см² ⋅ с), что полностью аналогично единице измерения углового потока нейтронов.
Однако мы можем понять, что разница между Угловым потоком и Скалярным потоком заключается в том, что первый рассматривает только те частицы, движение которых происходит в направлении, описываемом телесным углом , а второй относится ко всем возможным направлениям.
Наконец, полезно отметить, что оба приведенных определения относятся только к тем нейтронам, которые характеризуются определенным значением кинетической энергии
Если при первом прочтении это всегда могло показаться слишком строгой классификационной парадигмой, то она оказывается принципиально важной при изучении полей нейтронов, поскольку на основе кинетической энергии резко меняется поведение нейтронов при взаимодействии с веществом. Поэтому в подавляющем большинстве случаев не имеет смысла рассматривать полиэнергетический поток, так как не все составляющие его частицы будут иметь одинаковое поведение
Самый яркий пример этого аспекта можно найти при изучении полей нейтронов внутри активной зоны реактора деления, где необходимо знать, что, в принципе, чем меньше энергия нейтрона, тем больше он склонен запускать реакции деления. с атомами топлива. Следовательно, при сильно упрощающих гипотезах исследование скорости реакции внутри реактора могло быть ограничено только изучением нейтронного потока, соответствующего значениям энергии, которые с большей вероятностью вызывают деление.
Ядерная и нейтронная физика
Частица с кинетической энергией
Тα = 1,0 МэВ упруго рассеялась на покоящемся
ядре 6Li
Нерелятивистский дейтон
упруго рассеялся на покоящемся ядре под углом 30
Построить векторные диаграммы
импульсов для упругого рассеяния нерелятивистской частицы на покоящемся
ядре
Символическая запись ядерной
реакции
Какую долю кинетической энергии
теряет нерелятивистская частица при упругом рассеянии
Найти энергию реакции
7Li(p) 4He, если известно, что средняя энергия
связи на один нуклон в ядрах 7Li и 4He равна соответственно
5,50 и 7,06 МэВ. Из формулы (3.3) получаем выражение для вычисления
энергии реакции:
Вычислить пороговую кинетическую
энергию налетающей частицы в реакции p + 3H → 3He
+ n, если налетающей частицей является: а) протон; б) ядро трития (тритон).
Определить кинетическую энергию ядер 7Ве, возникающих
в реакции p + 7Li → 7Be + n. Q = -1,65
МэВ.
Вычислить энергию реакции
14N(α, p)17O, если энергия налетающих α-частиц
Т α = 4 МэВ, а протон, вылетевший
под углом 30º
к направлению движения α-частицы, имеет энергию Тр = 2,08
МэВ.
Получить выражение для импульса
частиц, возникающих
в СЦИ в результате ядерной реакции (3.1), если энергия реакции
Q, а энергия налетающей частицы а в ЛСК равна Та.
Найти максимальную кинетическую
энергию частиц, возникающих в результате реакции 16O(d,
α)14N, Q = 3,1 МэВ при энергии бомбардирующих
дейтонов 2,0 МэВ.
Определить ширину энергетического
спектра нейтронов, возникающих в реакции 11B(α,
n)14N, Q = 0,30 МэВ, если кинетическая энергия
бомбардирующих α-частиц равна 5,0 МэВ.
Найти максимально возможные
углы вылета (в ЛСК) продуктов реакции 9Be(p,n)9B,
Q = -1,84 МэВ, если Тр = 4,00 МэВ.
Найти пороговую энергию квантов,
при которой становится эндоэнергетическая реакция фоторасщепления покоящегося
ядра массой М1, если энергия реакции равна Q.
Найти возможное значение спина основного
состояния ядра 17О, возникающего в реакции срыва при
взаимодействии дейтронов с ядрами 16О, если известно, что
орбитальный момент захватываемых нейронов ln = 2.
Найти энергию возбуждения
покоящегося ядра массой Мя, которую оно получит при захвате
кванта с энергией Е
Определить энергию Евозб возбуждения ядра 4Не,
возникшего в результате захвата
протона с кинетической энергией 2,0 МэВ покоящимся ядром
3Н.
Какой минимальной кинетической энергией (Т n)minдолжен обладать нейтрон,
чтобы в результате упругого рассеяния на ядре 9Ве сообщить
последнему энергию возбуждения Евозб= 2,40 МэВ.
Найти кинетические энергии нейтронов, при которых сечения
взаимодействия с ядрами 16О максимальны, если нижние
уровни промежуточного ядра 17О соответствуют энергиям возбуждения
0,87; 3,00; 3,80; 4,54; 5,07 и 5,36 МэВ.
Определить среднее время жизни
ядер, возникающих при захвате нейтронов ядрами 6Li, если
известно среднее время жизни данных ядер по отношению к испусканию нейтронов
и α-частиц: τ n = 1,1·10‑20с и τ α = 2,2·10‑20с
Найти плотность потока нейтронов
на расстоянии 10 см от небольшого Ро-Ве–источника, содержащего
0,63·1010Бк (0,17 Ки) 210Ро, если
выход реакции 9Ве(α, n)12С равен 0,8·10-4.
Выход реакции при облучении
медной пластинки толщиной d = 1,0 мм γ-квантами
энергией 17 МэВ составляет Υ = 4,2·10-4.
Тонкую пластинку из 113Cd облучают тепловыми
нейтронами, плотность потока которых 1,0·1012с-1·см-2.
При облучении дейтонами
с кинетической энергией 1 МэВ тонкой мишени из тяжелого льда
выход и сечение реакции 2Н(d,n)3
При облучении толстой
алюминиевой мишени
пучком частиц с энергией 7,0 МэВ в результате реакции (α,n)
испускается поток нейтронов 1,60·109с-1.
Формула Брейта-Вигнера
для изолированного уровня – сечение образования составного ядра при
захвате нейтронов с l = 0.
Глоссарий по физике
А
Б
В
Г
Д
Е
Ж
З
И
К
Л
М
Н
О
П
Р
С
Т
У
Ф
Х
Ц
Ч
Ш
Э
Ю
Я
Флюенс нейтронов
Флюенс нейтронов — величина, равная отношению числа
нейтронов, падающих за данный интервал времени на нек-рую поверхность,
расположенную перпендикулярно направлению распространения нейтронного излучения,
к площади этой поверхности. В случае диффузного поля нейтронов Ф. в
нек-рой точке этого поля определяется отношением числа нейтронов,
падающих за данный интервал времени на поверхность достаточно малой
сферы с центром в рассматриваемой точке, к площади центрального сечения
этой сферы (диаметр сферы меньше характерного масштаба неоднородностей
поля). Размерность Ф—нейтрон .м -2.
Применение этого термина для характеристики полей нейтронного излучения
впервые было рекомендовано в 1959 Международной комиссией по
радиационным единицам и измерениям. Понятие Ф. используется в активационном анализе
материалов. Наведённая активность к—л. материала, при прочих равных
условиях, пропорц. Ф. Зная Ф., вычисляют время облучения нейтронами,
необходимое для получения заданной наведённой активности вещества. T.
о., Ф. не является однозначной характеристикой нейтронного поля.
Значение Ф. в рассматриваемой точке поля зависит не только от плотности
потока нейтронов в этой точке поля, но и от выбранного интервала
времени облучения. Фактически Ф. представляет собой интеграл по времени
от плотности потока нейтронов. В этом неудобство предложенной
характеристики нейтронного поля — Ф. Поэтому, наряду с Ф., применяют
термин «мощность флюенса нейтронов», к-рый совпадает с термином «плотность потока частиц» с размерностью «частица • м-2 • с-1 «, широко используемым в ядерной физике.
Для характеристики нейтронных полей иногда употребляют термины: «флюенс
потока энергии нейтронов» и «мощность флюенса потока энергии нейтронов»
с размерностями соответственно Дж • м-2 и Вт • м-2.
М, Ф. Юдин.
к библиотеке
к оглавлению
FAQ по эфирной физике
ТОЭЭ
ТЭЦ
ТПОИ
ТИ
Знаете ли Вы, что такое «Большой Взрыв»?Согласно рупору релятивистской идеологии Википедии «Большой взрыв (англ. Big Bang) — это космологическая модель, описывающая раннее развитие Вселенной, а именно — начало расширения Вселенной, перед которым Вселенная находилась в сингулярном состоянии. Обычно сейчас автоматически сочетают теорию Большого взрыва и модель горячей Вселенной, но эти концепции независимы и исторически существовало также представление о холодной начальной Вселенной вблизи Большого взрыва. Именно сочетание теории Большого взрыва с теорией горячей Вселенной, подкрепляемое существованием реликтового излучения…»В этой тираде количество нонсенсов (бессмыслиц) больше, чем количество предложений, иначе просто трудно запутать сознание обывателя до такой степени, чтобы он поверил в эту ахинею.На самом деле взорваться что-либо может только в уже имеющемся пространстве.Без этого никакого взрыва в принципе быть не может, так как «взрыв» — понятие, применимое только внутри уже имеющегося пространства. А раз так, то есть, если пространство вселенной уже было до БВ, то БВ не может быть началом Вселенной в принципе. Это во-первых.Во-вторых, Вселенная — это не обычный конечный объект с границами, это сама бесконечность во времени и пространстве. У нее нет начала и конца, а также пространственных границ уже по ее определению: она есть всё (потому и называется Вселенной).В третьих, фраза «представление о холодной начальной Вселенной вблизи Большого взрыва» тоже есть сплошной нонсенс.Что могло быть «вблизи Большого взрыва», если самой Вселенной там еще не было? Подробнее читайте в FAQ по эфирной физике.
НОВОСТИ ФОРУМАРыцари теории эфира |
10.11.2021 — 12:37: ПЕРСОНАЛИИ — Personalias -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 12:36: СОВЕСТЬ — Conscience -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 12:36: ВОСПИТАНИЕ, ПРОСВЕЩЕНИЕ, ОБРАЗОВАНИЕ — Upbringing, Inlightening, Education -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 12:35: ЭКОЛОГИЯ — Ecology -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 12:34: ВОЙНА, ПОЛИТИКА И НАУКА — War, Politics and Science -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 12:34: ВОЙНА, ПОЛИТИКА И НАУКА — War, Politics and Science -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 12:34: ВОСПИТАНИЕ, ПРОСВЕЩЕНИЕ, ОБРАЗОВАНИЕ — Upbringing, Inlightening, Education -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 09:18: НОВЫЕ ТЕХНОЛОГИИ — New Technologies -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 09:18: ЭКОЛОГИЯ — Ecology -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 09:16: ЭКОЛОГИЯ — Ecology -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 09:15: ВОСПИТАНИЕ, ПРОСВЕЩЕНИЕ, ОБРАЗОВАНИЕ — Upbringing, Inlightening, Education -> — Карим_Хайдаров.10.11.2021 — 09:13: ВОСПИТАНИЕ, ПРОСВЕЩЕНИЕ, ОБРАЗОВАНИЕ — Upbringing, Inlightening, Education -> — Карим_Хайдаров. |
Слайд 7ЯР на тепловых нейтронах – это ЯР, в котором большинство
делений ядер топлива вызывается тепловыми нейтронами. Нейтронный цикл — это
совокупность физических процессов, которые повторяются в пределах среднего времени жизни каждого поколения нейтронов.Физические процессы нейтронного цикла: а) Рождение свободных нейтронов в реакциях деления ядер топлива. Все нейтроны деления рождаются быстрыми (с Е > 0,1 МэВ), их энергетическое распределение описывается спектром Уатта, с вероятной энергией нейтронов Енв=0,71 МэВ, и средняя энергия нейтронов Еср=2МэВ.б) Замедление нейтронов — процесс пространственного переноса нейтронов в среде активной зоны, сопровождающийся уменьшением их кинетической энергии за счёт реакций рассеяния на ядрах этой среды (по окончании замедления нейтроны становятся тепловыми).в) Диффузия тепловых нейтронов — процесс пространственного переноса тепловых нейтронов в среде при постоянном среднем значении их кинетической энергии.г) Процесс диффузии завершается поглощением тепловых нейтронов ядрами атомов среды активной зоны.
Деление и синтез ядер
а) энергию, выделяющуюся при делении ядер («сгорании») m
= 1 кг 235U; какая масса нефти М неф
с теплотворной способностью q неф = 42 кДж/г
выделяет при сгорании такую энергию? б) среднюю электрическую
мощность атомной электростанции, если расход нуклида 235U
за время t = 1 год составляет М =192 кг
при к.п.д. η = 30%; в) массу нуклида 235U, подвергшуюся
делению при взрыве атомной бомбы с тротиловым эквивалентом Етр
= 30 кт, если теплой эквивалент тротила qтр = 4,1
кДж/г.
Ядро 235U
захватило тепловой нейтрон. В результате деления образовавшегося составного
ядра возникло три нейтрона и два радиоактивных осколка, которые превратились
в стабильные ядра 89Y и 144Nb . Найти энергию,
освободившуюся в этом процессе, если известны: а) избытки масс
нейтрона и ядер 235U, 89Y (-0, 09415а.е.м.)
и 144Nb (-0,09010 а.е.м.); б) энергии связи
на один нуклон в ядрах 235U (7,59 МэВ), 89Y
(8,71 МэВ), 144Nb (8,32 МэВ) и энергия связи
нейтрона в ядре 236U (6,40 МэВ).
Ядро, возникающее при захвате
нейтрона ядром 238U, испытывает деление, если кинетическая
энергия нейтрона превышает 1,4 МэВ. Найти энергию активации делящегося
ядра.
Определить наиболее вероятную
и среднюю кинетическую энергию вторичных нейтронов деления ядер 235U
при захвате нейтронов. Энергетический спектр вторичных нейтронов деления
имеет вид: , где А – нормировочная константа; Tn
— кинетическая энергия вторичных нейтронов деления, МэВ.
Вычислить среднее сечение
делени я
на ядро урана природного изотопного состава для тепловых нейтронов.
Вычислить долю тепловых нейтронов,
захват которых ядрами 233U, 235U и
239Pu, сопровождается делением.
Найти средние числа
вторичных нейтронов деления на
один поглощенный тепловой нейтрон ядрами 233U, 235U и 239Pu.
Сравнить среднее число
мгновенных нейтронов деления на один поглощенный тепловой нейтрон в
естественном и обогащенном (1,5% 235U) уране.
Реактор на тепловых нейтронах,
в котором делящимся нуклидом является 235U, работает на постоянном
уровне мощности. Найти долю нейтронов , захватываемых без деления ядрами
урана и примесей, если доля нейтронов f, покидающих активную
зону, составляет 10%.
Какой слой чистого 235U
при нормальном падении тепловых нейтронов дает в среднем один вторичный
нейтрон деления на каждый падающий первичный.
Оценить энергетические ресурсы
одного литра воды в отношении реакций синтеза на дейтерии и определить
количество бензина с теплотворной способностью q = 42 кДж/г,
которое выделяет при сгорании такое количество энергии. Считать, что
атомное содержание дейтерия составляет 0,015% по отношению к атомам
протия.
По современным представлениям
источником энергии звезд являются реакции слияния (синтеза) легких
ядер. На Солнце протекает т.н. водородный цикл, в результате которого
из четырех протонов образуется ядро 4Не, два позитрона и
два нейтрино
Слайд 11В рассматриваемом количестве делений ядер урана-235 под действием тепловых нейтронов
i-го поколения будет рождено новых быстрых нейтронов деления нового, (i+1)-го
поколения :nбi pз pт f5 5 = nбi+1 где f5=0,857 — это вероятность того, что поглощение теплового нейтрона ядром урана-235 завершится делением последнего, 5 = 2,416 — это среднее число нейтронов деления, получаемых в акте деления ядра урана-235 под действием теплового нейтрона. Физическая константа «этта» 5 = 5f5 есть среднее число нейтронов деления, приходящееся на каждый поглощаемый делящимися под действием тепловых нейтронов ядрами топлива тепловой нейтрон.Тогда: nбi+1 = nбi pз pт Если разделить обе части выражения на величину nбi : nбi+1 _______ = pз pт nбi
Дополнительные численные примеры для нейтронного потока
«Комитет по исследованиям с нейтронами» различает исследовательские источники нейтронов (FNQ).
- Источники отслаивания. В Европе есть 2 .
- Реакторы с высоким нейтронным потоком ( > 10 15 н см -2 с -1 ). Такой высокопоточный реактор есть в Европе, в ILL .ΦтЧАС{\ displaystyle \ Phi _ {\ mathrm {th}}}
- Реакторы с потоком среды нейтронов (10 14 п см -2 с -1 < <10 15 п см -2 с -1 ). В Европе существует 3 таких FNQ.ΦтЧАС{\ displaystyle \ Phi _ {\ mathrm {th}}}
- Реакторы с низким потоком нейтронов ( ≤ 10 14 н см −2 с −1 ). В Европе существует 7 таких FNQ.ΦтЧАС{\ displaystyle \ Phi _ {\ mathrm {th}}}
- ΦтЧАС{\ displaystyle \ Phi _ {\ mathrm {th}}} означает поток тепловых нейтронов.
Источник нейтронов расщепления SINQ обеспечивает полный поток нейтронов 10 14 н см -2 с -1 , исследовательский реактор FRM-II 8 × 10 14 н см -2 с -1 .
В термоядерном реакторе стенка плазменного сосуда также будет подвергаться воздействию потока нейтронов около 10 14 н / см -2 с -1 , который здесь состоит преимущественно из нейтронов с высокой энергией около 14 МэВ.