Коэффициент размножения нейтронов реактор

СКОЛЬКО частей. При этом делении высвобождается большое количество энергии (примерно 200 Мэе при расщеплении одного ядра). Продукты деления образуют по крайней мере два-три нейтрона, способные в определенных условиях вызвать дальнейшее деление ядер урана. Однако они могут также принимать участие в нежелательных реакциях (могут быть поглощены или покидают систему). Следовательно, обязательным условием поддержания цепной реакции в реакторе является выделение каждым расщепленным ядром хотя бы одного нейтрона для деления следующего ядра. Условие поддержания процесса деления характеризуется коэффициентом размножения нейтронов реактора, т. е. отношением числа всех образующихся при делении в определенном поколении нейтронов к числу нейтронов предыдущего поколения, вызвавшего это деление. [c.549]

Здесь к = (Я /Я2) (А — — коэффициент, аналогичный коэффициенту размножения нейтронов реактора. Решение уравнения имеет вид [c.581]

Коэффициент размножения нейтронов коо характеризует среднее число новых тепловых нейтронов, образующихся из одного теплового нейтрона в реакторе бесконечных размеров. Следовательно, для уравнения диффузии имеем [c.553]

Коэффициент размножения нейтронов бесконечного реактора определяется соотношением [c.555]

Например, для Го = 0,0015 сек и оо = 1 (в тепловом реакторе) период реактора определяется формулой Г = 0,0015 р , т. е. при заданном периоде 100 сек величина р не должна превышать 1,5-10 а эффективный коэффициент размножения нейтронов необходимо установить с относительной точностью не ниже 1-10 . Но поскольку время остановки реальных реакторов составляет примерно 0,5 сек, а точность настройки км ограничена, регулирование реактора вообще оказывается невозможным. [c.557]

Данное выражение примерно соответствует принятой в технике регулирования форме операторной передаточной функции. Скорость образования нейтронов N t)ITo пропорциональна тепловой мощности реактора. Входными величинами являются внешний источник нейтронов S t) и выражение p (t)N t)/To (представляющее собой дополнение, определяемое величиной p (i), т. е. отклонением коэффициента размножения нейтронов от единицы). Однофазовое дополнение (импульс) первоначального числа нейтронов No и первоначального числа делящихся ядер Rio (источников запаздывающих нейтронов), которое резко уменьшается по экспоненциальному закону, в дальнейшем рассматривать не следует во избежание ухудшения обобщенности анализа. [c.572]

В них в отличие от ядерной бомбы цепная реакция деления удерживается на стационарном уровне. Это технически осуществимо вследствие наличия запаздывающих нейтронов — можно реализовать почти стационарный режим работы реактора, при котором время удвоения мощности, выделяемой в цепной реакции, имеет порядок единиц минут. Соответственно, для регулирования коэффициента размножения нейтронов и мощности реактора в этом режиме, достаточно иметь управляющую систему с быстродействием порядка десятков секунд. Управление реактором осуществляется введением в его активную зону или поглотителей нейтронов, или, наоборот, дополнительного делящегося материала — источника нейтронов. Применяется также регулирование величины утечки нейтронов из активной зоны реактора. [c.117]

Для того чтобы реактор работал стационарно, нужно, чтобы в среднем число тепловых нейтронов, получаемых после каждого акта деления и последующего их замедления, было хотя бы ненамного больше числа тепловых нейтронов, затраченных на деление. Отношение их называется коэффициентом размножения нейтронов, который может быть представлен выражением [c.192]

Если внутри некоторого объема ядерного горючего началась неуправляемая цепная реакция, количество энергии, выделяющейся за ничтожные доли секунды, будет столь велико, что последует взрыв, так как число нейтронов, а вместе с ним и количество выделившейся энергии в каждый последующий момент будет больше, чем в предыдущий. Чтобы в некотором объеме выделить энергию, количество которой поддается регулированию, необходима установка, в процессе работы которой можно управлять величиной коэффициента размножения нейтронов. Такие установки называются ядерными реакторами. Цепную реакцию в таких реакторах необходимо начинать при коэффициенте размножения, незначительно превышающем единицу. Тогда плотность нейтронов внутри реактора, а вместе с ней и его тепловая мощность начнут возрас- [c.248]

Реакторы, в которых горючее и замедлитель составляют однородную смесь, носят название гомогенных реакторов. Ниже описан один из таких реакторов, в котором критическая масса ядер-иого горючего—урана-235 составляет всего лишь 800 г. В активной зоне реактора находится раствор в тяжелой воде сульфата сильно обогащенного урана (на 6 ч. 1 ч. Раствор помещен в сферический контейнер, который окружен защитой, состоящей из свинца (10 см), кадмия (несколько миллиметров) и бетона (150 см). Реактор охлаждается водой, циркулирующей по трубам в форме змеевика, расположенного внутри контейнера. Управляющие стержни изготовлены из кадмия. Интересная особенность реактора заключается в том, что цепная реакция поддерживается в нем на заданном уровне без помощи регулирующих стержней. Это связано с изменениями коэффициента размножения нейтронов даже при незначительных колебаниях концентрации ядерного горючего. При повышении температуры концентрация ядерного горючего уменьшается вследствие его теплового расширения, вызывая уменьшение коэффициента размножения и прекращение цепной реакции, до тех пор пока температура раствора урана не понизится до расчетного значения. [c.254]

В верхней части графика показано изменение коэффициента размножения нейтронов. В первой стадии работы реактора коэффициент размножения мог бы возрасти почти до 1,04, что недопустимо. Следовательно, на этой стадии компенсирующие стержни должны быть введены в активную зону для поглощения избытка нейтронов. Однако далее, вследствие выгорания горючего и образования продуктов деления в реакторе, коэффициент размножения начинает уменьшаться и становится равным единице, когда примерно 0,6% горючего будет использовано. При использовании горючего на 0,97% заштрихованные на рис. 101 площади равны друг другу. Это показывает, что среднее значение коэффициента размножения равно единице. В [c.257]

Для коэффициента размножения в быстрых реакторах конечных размеров должно быть получено другое выражение, учитывающее потери нейтронов из-за утечки, а также поглощение и рождение нейтронов во всем энергетическом интервале. [c.43]

Если реактор работает не в стационарном режиме, то вычислить коэффициент размножения труднее, так как в дифференциальном уравнении приходится рассматривать члены временного происхождения. В этом случае удобно воспользоваться величиной (см. 4.6), характеризующей эффективное число нейтронов на один акт деления. Таким образом, дифференциальное уравнение для нестационарных систем можно записать в виде [c.148]

Это равенство представляет собой уравнение критичности для реактора без отражателя с моноэнергетическим спектром деления. Иногда более удобно записать его в другой форме, используя выражение для размножения на быстрых нейтронах. Очевидно, в данном случае коэффициент размножения на быстрых нейтронах е определяется выражением [c.205]

Изменения температуры в реакторе влияют на плотность нейтронов и, следовательно, на коэффициент размножения двумя принципиально различными путями, а именно изменяя ядерные (или микроскопические) свойства материалов, а также плотность и размеры (макроскопические свойства) компонента реактора. [c.219]

Для реактора без отражателя в односкоростном приближении функция фо(г) в точности равна невозмущенному потоку фп(г). (Здесь мы не касаемся вопроса нормировки статистического веса п функции ценности, а главное внимание обращаем на их относительную величину в зависимости от пространственной координаты точки.) Таким образом, в односкоростной модели голого реактора ценность введенных в систему или выведенных из нее нейтронов но отношению к коэффициенту размножения (реактивности) меняются как функция невозмущенного нейтронного потока [c.568]

В ядерных реакторах, служащих для производства энергии, используемой в мирных целях (атомные электростанции), коэффициент размножения немного более 1 и достигает примерного значения 1,08. Для регулировки работы ядерных реакторов, т. е. для поглощения избыточных нейтронов, в реактор вводят регулировочные стержни из кадмия и других веществ (сталь, содержащая бор), захватывающие нейтроны. [c.71]

Таким образом, для осуществления деления природного урана необходимо затормозить нейтроны, образовавшиеся в акте деления но чтобы они не поглощались тяжелым изотопом урана. Для этого в реактор помещают замедлители, т. е. вещества, которые не захватывают нейтроны, но замедляют их скорость. Самые эффективные замедлители — тяжелая вода и очень чистый графит. Кроме того, для осуществления цепной реакции реактор должен содержать такое количество расщепляющегося вещества, которое обеспечивало бы превышение числа произведенных нейтронов над поглощенными или вышедшими из реакционного объема. Отношение числа образующихся нейтронов (за вычетом числа потерянных) к числу нейтронов, используемых в актах деления, называется коэффициентом размножения [c.423]

При делении урана образуются два ядра-осколка и два или три нейтрона. Процесс деления характеризуется эффективным коэффициентом размножения для данной активной зоны реактора А эфф- [c.146]

В современных энергетических реакторах управление цепной реакцией осуществляется введением в активную зону веществ, поглощающих нейтроны. При помещении в активную зону элементов или соединений, поглощающих нейтроны, уменьшается коэффициент размножения — вводится отрицательная реактивность [4 . [c.147]

Отношение полного числа быстрых нейтронов, получившихся от деления на нейтронах всех энергий, к числу быстрых нейтронов, получившихся от деления только на тепловых нейтронах, называют коэффициентом размножения на быстрых нейтронах е. В большинстве реакторов е 1,03. [c.614]

Коэффициент размножения снабжен здесь значком нуль для того, чтобы указать, что эта величина коэффициента размножения получена при использовании первоначального распределения источников Г< >(г). Конечно, число нейтронов во втором поколении, вообще говоря, зависит от пространственного распределения нейтронов первого поколения. Поэтому правильное значение коэффициента размножения для реактора получается в том случае, когда используют такое распределение источников, которое повторяет себя в следующем поколении. Описанный выше расчет потсп ов в реакторе теперь можно повторить, выбрав в качество нового распределения источников функцию Р< )(г) [c.387]

Замечание. Во избежание недоразумения следует упомянуть различные способы обозначения некоторых эквивалентных и подобных величин, встречающиеся в специальной литературе. Часто рассматривают поведение во времени конечного реактора (с утечкой нейтронов), т. е. с эффективным коэффициентом размножения нейтронов kett в отличие от коэффициента размножения kaa (идеального, бесконечного) реактора без утечки нейтронов. В связи с этим k часто может представлять кщ (если утечка нейтронов не равна нулю) и k o (если утечка нейтронов равна нулю). Далее, в качестве избытка, который часто (менее правильно) называют реактивностью, имеем [c.546]

В модели бесконечЕюго гомогенного реактора плотность нейтронов есть пространственно инвариантная функция. Таким образом, условия баланса нейтронов, определенные для некоторого элементарного объема бесконечной системы, выполняются во всех точках пространства. В самом деле, из сказанного выше коэффициент размножения можно представить следующим образом [c.42]

Коэффициент размножения к для конечной среды может быть заиисап в форме (5.156). Множитель (i-r-L B Y характеризует вероятность отсутствия утечки для нейтронов в одиоскоростном приближении. Если диффузионное уравнение используется для описания поведения тепловых нейтронов в реакторе, этот член ость вероятность тепловым нейтронам избежать утечки. Получим это соотношение другим путем. [c.156]

Условия критичности (6.80) и (6.111) полезны при получении прикидоч-ных оценок концентрации топлива для данной геометрии реактора (и наоборот). При вычислениях такого рода в соответствии с предпосылками теории предполагают, что материалы гомогенно распределены в реакторе, хотя в действительности этого может и пе быть. Следует отметить, что рассматри- ваемые равенства трансцендентны относительно множителя 5 , входящего в выражение, определяющее вероятность того, что нейтрон избежит утечки нри замедлении g, и коэффициента размножения на быстрых нейтронах, так что решать их приходится методом подбора. В случаях, когда эти результаты могут оказаться полезными, например при расчете тепловых реакторов, коэффициент размножения на быстрых нейтронах близок к единице, так что в нервом приближении удобно положить е = 1, а когда В определится из условия критичности, в результат внести поправку. [c.211]

Многогрупповой расчет дает о реакторе очень подробную информацию. Помимо коэффициента размножения, определяется пространственно-энергетическое распределение потоков, отправляясь от которого можно вычислить, например, распределение поглощения или делений нейтронов по энергиям и пространству или поток нейтронов различных энергий, испускаемых из реактора. Конечно, вводимая информация также очень подробна. Поэтому, раз многогрупповые уравнения запрограммированы для быстродействующих вычислительных машин, основные условия при расчете каждой системы приходится затрачивать на сбор нейтропно-физических констант и на вычисление усредненных сечений для различных групп. Однако даже от этой черновой работы удалось избавиться на многих из больших быстродействующих машин, где теперь имеются библиотеки соответствующих стандартных подпрограмм. Эти стандартные программы не только обеспечивают расчеты современными данными о ядерных сечениях всех элементов в иптервале энергий от тепловой до несколько мегаэлектроновольт, но также содержат различные процедуры усредтхепия для быстрой подготовки групповых констант. [c.391]

В основном нас интересуют нестационарные явления, а соотношения (6.81) и (9.308), строго говоря, имеют смысл только, когда А = 1, т. е. для равновесных условий. Таким образом, еслп к Ф 1, то поток претерпевает быстрые изменения во времени, так что реактор либо подкритичен, либо надкритичен. Тем не менее введем формально коэффициент размножения k t), зависящий от времени и отражающий влияние изменения концентраций различных отравляющих элементов и горючего на реактивность в течение рабочего цикла системы. В действительности в течение всего этого периода А = 1, но это достигается лишь благодаря непрерывному действию системы управления реактором. Таким образом, k t) фактически определяет имеющуюся в любой данный момент реактивность, которую должна иоЕ асить система управления, чтобы удерл ать реактор в стационарном o tohhihi. Ранее при к Ф мы вводили величину такую, что к = v/v имеет смысл фиктивного числа нейтронов, которое должно быть произведено при одном делении, чтобы система находилась в стационарном режиме. Б данном случае можно ввести соответственно v (i), которое определяет выход нейтронов на одно деление в каждый момент времени работы реактора в стационарном (критическом) режиме. Тогда выражение для к (g, и г не зависят от времени) будет иметь вид [c.460]

Метод Фейнберга — Галанина позволяет непосредственно оценит1> коэффициент размножения системы как некоторую интегральную величину. В этом так называемом гетерогенном методе решетка из стержней горючего изображается как набор дискретных линий (или точек) нептронпых источников и стоков. При этом может быть написана система уравнений нейтронного баланса, пз решения которой мо кно получить условие критичности для реактора. [c.466]

Мюоны попадают в смесь дейтерия и трития, где каждый мюон катализирует 100 циклов dt-синтеза и освобождает 100 нейтронов с энергией 14,1 МэВ. Каждый нейтрон в окружающем синтезатор бланкете из смеси 238 бу осуществляет 1 деление и порождает 3,5 дополнительных нейтрона. Как и в случае термоядерного бланкета один из этих нейтронов используется на воспроизводство трития в реакции (16.1.4а), а оставшиеся 2,5 — на размножение ядерного топлива в реакциях (16.1.5). Таким образом, коэффициент умножения топлива в МК-бридерев 4-8 раз превышает этот коэффициент в быстром реакторе. [c.255]

Вслед за ураном, торий часто рассматривается как важнейший сырьевой материал для получения атомной энергии. При облучении его в атомном реакторе образуется делящийся изотоп Так как этот изотоп урана имеет высокий коэффициент размножения тепловых нейтронов (отношение количества образующихся нейтронов к числу поглощенных), оказывается возможным построить реактор-размножитель на тепловых нейтронах, потребляющий в качестве горючего торий. Основное значение протактиния в атомной технологии заключается в том, что его изотоп Ра зз предшествует образованию иггз [c.90]

Смотреть страницы где упоминается термин Коэффициент размножения нейтронов реактор: [c.545] [c.546] [c.466] [c.178] [c.169] [c.11] [c.252] [c.42] [c.110] [c.148] [c.149] [c.156] [c.206] [c.212] [c.218] [c.234] [c.464] [c.510] [c.580]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология