Реакция деления

На управляемых реакциях деления ядер (урана, плутония) основано действие ядерных реакторов. Расщепление ядер в атомных реакторах используется для производства энергии, получения трансурановых элементов, радиоактивных изотопов других элементов и и др. [c.661]

Источником тепла всех современных атомных энергетических установок является ядерный реактор — устройство, в котором протекает самоподдерживающаяся управляемая ядерная реакция. Ядерное горючее уран применяется в виде стержней, называемых тепловыделяющими элементами. Та часть реактора, в которой размещается уран и протекает реакция деления, называется активной зоной. Вокруг нее обычно располагается отражатель нейтронов. Назначение отражателя состоит в том, чтобы вернуть в активную зону реактора возможно большее количество вылетающих из нее нейтронов. В качестве отражателей применяются легкие металлы, углерод (в виде графита), обычный и тяжелый водород. Реактор должен иметь надежную защиту с тем, чтобы выделяющиеся в активной зоне излучения не проникали за пределы реакторов. [c.96]

В реакциях деления ядро расщепляется на два новых сильно радиоактивных ядра с неодинаковыми массами. Реакция деления ядра сопровождается выделением огромного количества энергии. При протекании, например, рассматриваемой реакции выделяется около 200 МэВ (за счет деления ядра 165 МэВ и за счет радиоактивного распада продуктов 35 МэВ). Энергия в 200 МэВ эквивалентна 19,2- 10 кДж/моль, ли 8,4- 10 кДж/кг Это эквивалентно [c.661]

При реакции деления на один затраченный нейтрон образуется [c.661]

Большинство электростанций производит тепло для испарения воды, а полученный пар вращает турбины гигантских электрических генераторов. Атомные электростанции не являются исключением. Но если электростанции, работающие на угле, нефти или природном газе, используют тепло сгорания топлива, то в ядерных электростанциях используется тепло реакции деления ядер. [c.342]

Если переменная Ф есть доля превращения /, и, следовательно, Ф = /, член 5 есть скорость реакции, деленная на массовую скорость потока [c.193]

Именно это изменение определяет две замечательные особенности ядер в отношении реакции деления. Во-первых, при распаде ядра с массовым номером Л >85 выделяется значительная энергия во-вторых, такие ядра теоретически неустойчивы по отношению к процессу деления. [c.8]

Если в бесконечной среде в стационарном состоянии единственным источником нейтронов является реакция деления, то число нейтронов, [c.84]

Все нейтроны, генерируемые источниками с летаргией, меньшей и, дают вклад в плотность замедления для летаргии и. Обш,ий вклад всех источников вычисляется интегрированием выражения (6.44) по всему интервалу летаргии (О, и) и по всей области пространства, где есть источники. Для удобства выберем начало отсчета летаргии так, чтобы все генерируемые в системе нейтроны имели и>0. Если, например, 8 (Гц, щ) дает реакция деления в реакторе, то и=0 следует выбирать таким образом, чтобы спектр деления имел пренебрежимо мало нейтронов с энергией, соответствуюш ей нулю летаргии. Тогда в обш ем случае выражение для д (г, и) можно записать так [c.197]

Для больших реакторов, в которых поглощение мало, можно пренебречь полностью всем членом с Однако это приближение приемлемо только в случае, если источники также малы в интересующей области летаргий. В мультиплицирующих средах источниками нейтронов служат реакции деления. [c.259]

Д. Возраст нейтронов деления. Поскольку первичным источником нейтронов в реакторе является реакция деления, особенно интересно получить соответствующее выражение для среднего возраста нейтронов, рождающихся со спектром (и). [c.297]

Приближенные соотношения, описывающие поведения потока тепловых нейтронов во времени в односкоростном приближении были получены ранее [см. уравнения (9.78) и (9.79)]. Дополнительно к этим соотношениям необходимо третье уравнение, описывающее энергетический баланс в системе. Если Н т, t) есть энергия, содержащаяся в единице объема в точке г в момент времени t, то скорость изменения Н со временем можно выразить через разность энергии, выделяемой в единице объема в единицу времени в результате реакции деления, и энергии, отводимой от реактора. Математическое выражение этого баланса дается уравнением [c.425]

В случае одновременного протекания реакций деления и скалывания ставится символ [c.180]

В реакции деления ядро расщепляется на два других сильнорадиоактивных ядра с неодинаковыми массами. Реакция сопровождается выделением огромного количества энергии. (За счет деления ядер и радиоактивного распада продуктов этой реакции выделяется 19.2-10 кДж/моль, или 8,4-10 кДж/кг что соответствует теплоте сгорания 2 млн. кг высококалорийного ископаемого угля.) [c.14]

И, наконец, эволюция в Главных генетических рядах базируется на а-распаде и реакциях деления ядер, а также на обратных им реакциях. Эти превращения являются как бы суммой всех трех предыдущих элементарных превращений, как предельный случай задействования переменных в уравнении СЦ,. Смещение по Главному генетическому ряду влечет смещения во всех остальных рядах. "Правила игры" на данной модели Системы атомов сходны с правилами игры на шахматной доске, с одной лишь разницей, что на модели системы клеток больше. [c.115]

Возможна и другая классификация реакций — деление их на две группы [c.31]

Цепными реакциями являются реакции деления ядер 2зэр и В процессе деления ядра урана или плутония, вызванного захватом нейтрона, происходит выделение некоторого числа (от двух до трех) нейтронов. Выделяющиеся нейтроны захЕ ЭТЫваются другими ядрами урана илн плутония, и при определенных условиях происходит деление последних. Каждый нейтрон может вызвать деление одного ядра урана или плутония. Поэтому число нейтронов, возникающих в результате деления, возрастает в геометрической прогрессии. Таким образом, если преобладающее число нейтронов деления может быть использовано для новых актов деления, наблюдается лавинообразное нарастание числа делящихся атомов и, следовательно, числа нейтронов и количества выделяющейся энергии, т. е. при этом происходит типичный разветвленный процесс, в котором роль промежуточного вещества играют нейтроны. Этот процесс и используется при получении атомной энергии. [c.205]

Первая ядерная реакция, которую применили для получения энергии, н )едставляет собой реакцию деления ядра под дей- [c.113]

Пе вес вторичные нейтроны участвуют в развитии этого цепного прон,есса некоторые из них успевают вылететь за пределы куска у )ана, не успев столкнуться с ядром способного к делению изотопа. Поэтому в небольшом куске урана начавшаяся ценная реак[/,ня может оборваться для ее непрерьпиюго прод,олжеиия масса куска ураиа долж на быть достаточно велика, не меньше так называемо к р и т и ч е с кой масс ы. При делении ураиа ценной нроцесс может приобрести характер взрыва именно это и происходит при взрыве атомной бомбы. Для получения же управляемой реакции деления необходимо регулировать ск0 )0сть процесса, меняя число нейтронов, способных продолжать реак - ,ию. Это достигается введением в реакционный объем стержней, содержащих элементы, ядра которых интенсивно поглощают нейтроны (к по-доб 11.1м элементам принадлежит, например, кадмий). [c.113]

В настоящее время трудности, связанные с поддержанием высоких температур, необходимых для проведения регулируемого ядерного синтеза, все еще не преодолены. Даже если ученым удается контролировать процесс в лаборатории, они не могут дать гарантии, что он сможет давать энергию на практике. Даже при использовании в качестве топлива дешевых и распространенных легких элементов обеспечение условий для протекания реакции обходится слишком дорого. Более того, хотя сама реакция ядерного синтеза дает отходов намного меньше, чем реакция ядерного деления, количество отходов, производимое системами отвода тепла и радиозащиты, не меньше, чем у атомных электростанций, использующих реакцию деления. [c.345]

Таким образом, ири реакции деления тя, келого ядра освобо/кдается примерно 200 Мэе эперг1[и. [c.12]

Мы подошли к основному вопросу всех проблем реакторов каково распределение нейтронов в системе Благодаря ограничениям, которые мы ввели, это распределение зависит только от одной переменпой — времени 1. Таким образом, условия баланса для плотности нейтронов можно записать в виде его временно зависимости. На основании сделанных выше предположений об однородности среды единственным источником нейтронов является реакция деления, а стоком — реакция абсорбции. Баланс нейтронов в этой системе можно выразить в зависимости от времени протекания этих конкурирующих нроцессов следующим соотношенпем [c.40]

Пусть в единичном объеме за единицу времени образуется нейтронов. Если эти П(, нейтронов получены в результате реакции деления, они обладают кинетической энергией порядка 2 Мзв. Каждый из этих нейтронов при движении сталкивается с различными ядрами в результате этих столкновений 1) изменится направление дпп/кенпя нейтрона 2) нейтрон потеряет свою кинетическую энергию 3) может бить поглощен ядром или 4) в результате последнего рассеяния нейтрон может уйти из системы. [c.41]

Спектр нейтронов в реакторе определяется всеми тремя типами реакций взаимодействия нейтронов с веществом. Однако средняя энергия нейтронов, роледающнхся в реакторе, определяется реакциями деления. Детальная же форма спектра обусловлена процессами рассеяния и поглощения. Наибольшее влияние оказывает рассеяние, которое главным образом и определяет общую форму спектра. Влияние поглощения на спектр до некоторой степени вторично и в большинстве реакторов приводит лишь к искажению спектра, полученного в результате рассеяния. [c.48]

В задачах, которые до спх пор рассматривались, нейтронный источник, обусловленный реакциями деления, обозначали 8 (г) п приппмали равным л 1 ф(г). Рассмотрим более тщательно это предположение. [c.155]

Нейтроны, рождаемые в результате реакции деления, распределены но всему спектру энергий одиако большинство пз них имеет энергию значительно большую тепловой. Эти нейтроны высоких энергий замедляются до тепловых скоростей, испытывая ряд рассеивающих столкновений с ядрами среды. Термализовапные (замедленные до тепловой энергии) нейтроны подвергаются процессам диффузии в реакторной системе, пока в конце концов не поглотятся пли не покинут реактор через границы. Одпоскоростное диффузионное уравиение (5.13) описывает пространственное раснределение этих замедлившихся нетронов, если выражение для источника (г) задано. [c.155]

Осуществимость газового реактора можно исследовать на основе сравнительно простой модели. Задача состоит в определении особенностей и размеров такой системы, исходя из некоторых приемлемых характеристик. Для этого исследуем следующие простейшие модели 1) реактор — газовая сфера радиусом Яд без отран ателя 2) критический реактор в стационарном состоянии 3) источником энергии является только реакция деления 4) внешняя граница сферы имеет абсолютную температуру Т=Т Яд = Тд, 5) газовая смесь — инертная система при некотором фиксированном давлении р 6) потери эпергии из газа существуют только благодаря проводимости, поэтому пренебречь радиацией, конвекцией н силами гравитации 7) односкоростное уравнение диффузии дает достаточно правильное представление о нейтронной физике 8) экстраполированное граничное условие применимо 9) коэффициент диффузии пространственно инвариантен (предполагается некоторое среднее значение для смеси) 10) коэффициент теплонроводностн может быть представлен некоторым средним значением f. [c.184]

Прежде чем перейти к общей теории реактора, рассмотрим различные физические явления, которые происходят в размножающих системах. В реальном реакторе источником нейтронов служит реакция деления ядер горючего. Нейтроны, образующиеся при делении, распределяются в широком интервале эиерги й(см. рис. 4.24) и имеют среднюю энергию порядка 2 Мэв. Затем эти быстрые нейтроиы деления замедляются при рассеянии на ядрах среды. Испытывая ряд соударений и постепенно теряя энергию, нейтроны перемещаются в пространстве от одного центра рассеяния к другому. Таким образом, процесс перемещения в пространстве, или диффузия , тесно связан с процессом замедления. [c.186]

Метод учета деления на быстрых нейтронах в гомогенных системах приводился в 6.3,а. Он применим к любой системе, удовлетворяющей требованиям возрастной модели. Если система многозонная, то, как показано в 8.8, могут быть применены многогрупповые методы. Чтобы учесть размножение на быстрых нейтронах, можно также использовать несколько модифицированную обычную двугрупповую теорию. Однако для гетерогенных систем расчет делений на быстрых нейтронах требует некоторых дополнительных усилий. Обычно сначала проводят расчет вероятности того, что нейтрон, рожденный в блоке горючего, испытает столкновение прежде, чем уйдет из блока а затем — расчет вклада, который дает этот иейтрон в реакцию деления на быстрых нейтронах, а также вклады нейтронов, производимых каскадными последовательными генерациями. [c.511]

Смотреть страницы где упоминается термин Реакция деления: [c.661] [c.113] [c.633] [c.426] [c.388] [c.389] [c.7] [c.12] [c.12] [c.17] [c.18] [c.39] [c.82] [c.83] [c.200] [c.280] [c.451] [c.459] [c.180] [c.15] [c.311] [c.137]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология