Спектр нейтронов реактора

Рис. 1.4. Энергетический спектр нейтронов для реакторов на быстрых (а), промежуточных (б) и тепловых (в) нейтронах.

Рис. 14. Дифференциальный спектр нейтронов реактора QTR

Выше ул е отмечалось, что вероятность деления, как и вероятности других вызываемых нейтронами ядерных реакций, есть функция энергии негатронов. Если известен энергетический спектр нейтронов, то можно вычислить полную вероятность деления в зависимости от энергии нейтронов и с ее помощью получить среднюю энергию деления. По величине средней энергии деления реакторы обычно разбивают на три типа (рис. 1.4). Если средняя энергия деления больше 100 кэв, то реактор называют реактором на [c.18]

Для примера на рис. 15 приведен истинный дифференциальный спектр нейтронов реактора GTR с водой в качестве замедлителя [91]. Там же показано влияние различных фильтров на спектр нейтронов. Дифференциальные измерения спектра нейтронов довольно сложны, к тому же в аналитических исследованиях в них нет необходимости, поэтому обычно прибегают к оценке интегральных потоков нейтронов с энергией выше некоторого значения. В табл. 4 приведены плотности интегральных [c.74]

Энергетический спектр нейтронов данного реактора определяется в основном замедлителем нейтронов. [c.19]

Как уже упоминалось, первый случай предполагает, что источник нейтронов деления моноэнергетический. Выбор спектра нейтронов как моноэнергетического до некоторой степени оправдывается тем, что действительный спектр нейтронов деления имеет форму довольно острого пика (см. рис. 4.24). Таким образом, дельта-функция, расположенная вблизи пика, даст вполне приемлемое описание спектра деления, особенно когда рассматривается влияние спектра на распределение нейтронов в области высоких летаргий (т. е. в тепловой группе). Как показывает практика, результаты такого расчета хорошо совпадают с результатами расчетов голого реактора другими методами [c.200]

Спектр нейтронов, возникающих в реакторе в результате деления ядер урана или плутония, является сплошным. Это объясняется тем, что перед выходом из реактора нейтроны испытывают многочисленные соударения с ядрами атомов замедлителя, распределение скоростей которых подчиняется закону Максвелла. Соответственно и характер распределений нейтронов по длинам напоминает максвелловскую кривую с максимумом при некоторой длине волны Я, определяемой из условия [c.93]

Для получения пучка монохроматических нейтронов на их пути при выходе из реактора ставят достаточно большой кристалл, перекрывающий весь пучок. Так как спектр нейтронов сплошной, то любому положению кристалла-монохроматора соответствует некоторый интервал длин волн, для которых угол скольжения удовлетворяет условию селективного отражения [c.94]

Длина релаксации Ь быстрых нейтронов реактора или нейтронов от источника спектра деления в воде, графите, свинце и железе (г/см ) [1] [c.57]

Реакторы в зависимости от энергии нейтронов, используемых для деления ядерного горючего, разделяются на три типа на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах. В реакторах на быстрых нейтронах, которые не содержат замедлителя, энергетический спектр нейтронов в активной зоне близок к спектру нейтронов деления. В реакторах на промежуточных и тепловых нейтронах обязательно содержится определенное количество замедлителя, поэтому средняя энергия нейтронов в них смещена в область более низких энергий по сравнению со спектром деления и они имеют максимальную интенсивность потока нейтронов соответственно в промежуточной или тепловой области. [c.56]

Для примера на рнс. 14 приведен истинный дифференциальный спектр нейтронов реактора GTR с водой в качестве замедлителя [86]. На рисунке показано также влияние различных фильтров на спектр нейтронов. Для работ по активационному анализу часто желательно знать интегральный поток нейтронов, энергия которых лежит выше определенной величины. В таСл. 4 приведены интегральные потоки нейтронов, получаемых в различных каналах исследовательского реактора TRIGA [871. Реактор TRIGA имеет мощность 250 кет и дает максимальный поток тепловых нейтронов 4,9-10 нейтрон см сек). [c.61]

Поскольку основная масса работ по активационному анализу проводится с реакторами на тепловых нейтронах, то на распределении нейтронов по энергиям в активной зоне таких реакторов следует остановиться подробнее. Для этого рассмотрим, как меняется энергетический спектр нейтронов в зависимости от положения канала для облучения в том или ином месте активной зоны гетерогенного уран-графитового или тяжеловодного реактора. [c.56]

Наличие широкого набора потоков и спектров нейтронов (как это имеет место в реакторе СМ) открывает простор для поиска и реализации оптимальных схем накопления тех или иных радионуклидов. Приведём в качестве иллюстрации два примера. [c.511]

Оптимизация режимов облучения мишеней в реакторе требует анализа зависимости скоростей ядерных реакций от плотности потока и спектра нейтронов. Выбором подходящих мест облучения можно сдвинуть баланс ядер в сторону производящей реакции, получить препарат с требуемыми характеристиками к заданному времени. [c.513]

Актуальность проблемы повышения поглощающей способности регулирующих стержней в действующих реакторах за счёт повышения в них концентрации В в последние годы возросла в связи с перспективой использования в ядерной энергетике МОХ-топлива, изготавливаемого на основе оружейного плутония. Такое топливо характеризуется более жёстким энергетическим спектром нейтронов в активной зоне реактора, что при её фиксированных размерах требует повышения концентрации В как в регулирующих стержнях. [c.158]

Актуальность проблемы повышения поглощающей способности регулирующих стержней в действующих реакторах за счёт повышения в них концентрации бора-10 в последние годы возросла в связи с рассмотрением перспектив, а также принятием в ряде промышленно развитых стран (США, Германия, Франция, Япония) национальных программ по использованию в атомной энергетике так называемого МОХ-топлива, изготавливаемого на основе оружейного плутония. Аналогичные работы проводятся и в России [43]. Использование такого топлива сопровождается более жёстким энергетическим спектром нейтронов в активной зоне реактора, что при фиксированных размерах этой зоны требует повышения концентрации бора-10, как в регулирующих стержнях, выполняемых из карбида бора, так и в теплоносителе первого контура, где бор-10 используется в форме раствора борной кислоты [13, 44. Перевод энергетических реакторов на МОХ-топливо требует единовременного расхода бора с концентрацией в нём бора-10 (92-96)% ат до 1 тонны на реактор. В процессе эксплуатации реакторов 7% бора-10 в регулирующих стержнях выгорает , в связи с чем возникает текущая потребность в боре-10, обусловленная необходимостью замены стержней на новые. [c.198]

Нейтроны в ядерном реакторе получаются в процессе деления ядер урана. В зависимости от типа реактора энергетический спектр нейтронов в них может быть различным. В реакторах с замедлителем нейтронов в центральной зоне образуется до 90% медленных нейтронов, энергия быстрых не превышает 15 Мэв. В так называемой тепловой колонне реактора может проводиться [c.235]

Со временем происходит изменение активности первоначально чистого тория после облучения его в любом тепловом реакторе при данных потоках тепловых нейтронов, но величина активности в какое-либо время сильно зависит от спектра нейтронов в реакторе. Так как ( , 2п)-реакция в ТЬ , которой начинается цепочка, идет только с нейтронами, обладающими энергией более 6,35 Мэе, то активность в какое-либо время пропорциональна отношению этих быстрых нейтронов к потоку тепловых нейтронов, определяющему величину эффективного теплового сечения 0 2 ( , 2п). Это отношение потоков в тории может быть понижено путем введения замедлителя между элементами, содержащими торий, и элементами, содержащими делящиеся материалы, или путем применения тонких тепловыделяющих элементов из смеси тория и урана. Этим создается большая вероятность того, что энергия быстрых нейтронов деления при столкновении их с замедлителем упадет ниже порога (я, 2л)-реакции. [c.269]

Ядерный реактор. В отличие от нейтронного размножителя ядерный реактор — критическая система, в которой осуществляется самоподдерживающаяся, управляемая цепная реакция деления ядер урана. Спектр нейтронов, выделяющихся в процессе деления, заключен в широком энергетическом интервале от небольших энергий вплоть до 25 Мэе. Средняя энергия нейтронов деления равна примерно 2 Мэе, а наиболее вероятная энергия — 0,72 Мэе. Доля нейтронов с энергией более 0,1 Мэе составляет около 99% общего потока нейтронов деления 66% потока лежит между 0,5—3 Мэе. Выше 3 Мэе поток нейтронов уменьшается почти экспоненциально с ростом энергии. [c.71]

За некоторыми исключениями тепловые (индекс т ) и эпитермические (индекс эпи ) нейтроны вызывают аналитические реакции (п,7)-типа. Поэтому высокое значение отношения Фт/Фб (где Фб — поток быстрых нейтронов) является для НАА преимуществом. Поскольку в спектре нейтронов реактора имеются тепловые и эпитермические нейтроны, уравнение 8.4-4 приобретает вид [c.118]

Сравнение эффективности трансмутации актинидов в твер-дотвэльном и жидкотопливном реакторах. При работе реактора тепловой мощностью 1000 МВт в течение 7000 часов в году в нём делится примерно 300 кг актинидов. В быстром спектре нейтронов реактор может работать в критическом режиме при загрузке в него только минорных актинидов (МА — Ыр, Ат, Ст). Поэтому в твердотвэльном и жидкотопливном реакторах с быстрым спектром нейтронов в течение года будет сгорать по 300 кг МА на 1000 МВт тепловой мощности. [c.170]

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 излагаемой формулировке многоскоростного приближения все столкновения с рассеянием подразделяются на две категории. К первой категории относят все акты рассеяния, которые вызывают существенное изменение кинетической энергии нейтрона. Сечение этих процессов обозначим символом 2 . Ко второй категории мы отнесли все другие случаи рассеяния с относительно малым изменением энергии нейтрона (которым, по-видимому, можно, пренебречь) их обозначим символом 2 . Окончательное решение того, какие из этих процессов рассеяния включить в каждую из этих категорий, определяется, конечно, вероятным энергетическим спектром нейтронов в рассматриваемом реакторе. Нанример, если в системе имеется значительное количество содержащих водород материалов, то тогда по смыслу этого приближения сечение обычного рассеяния 2 на водороде нужно включить в группу сечений, объединяемых символом 2 . Все другие материалы в этой системе должны вызвать относительно малые изменения энергии нейтрона при рассеянии, и сечения рассеяния этих материалов нужно включить, собственно говоря, в группу сечений, обозначаемую символом 2 . С другой стороны, если рассматривается реактор на быстрых нейтронах, то 2,, должно объединить сечения неуиругого рассеяния всех имеющихся материалов, а 2(. — сечения обычного упругого рассеяния. [c.356]

Эти результаты вполне согласуются с результатами, полученными при расчете реактора без отражателя на основе возрастной модели Ферми (см. 6.3). В этой формулировке уравнение (8.256а) описывает энергетический спектр нейтронов и в нем легко признать интегральное уравнеиие для плотности столкновений в бесконечной однородной среде. Если выберем, нанример [ср. с уравнением (4.31) 1, [c.358]

Из этого можно сделать вывод, что в устойчивом состоянии общее число нейтронов, производимых при делении, не зависит от распределения запаздывающих нейтронов тем пе менее энергетический спектр нейтронов деления, вообще говоря, зависпт от свойств запаздывающих нейтронов. Так что если средняя анергия нейтронов, даваемых предшественниками, отличается от средней энергии мгновенных нейтронов, то этот эффект при точном расчете должен приниматься во внимание. В действительности некоторое различие между средними энергиями мгновенных и запаздывающих нейтронов имеется (см. табл. 9.1), но эта разница пе существенна с точки зрения вычисления утечки в надтепловой области и поглощения для теплового реактора. В анализе, проводимом ниже, эффект пе учитывается. [c.417]

Поскольку спектры излучений реактора сложны, а диапазон энергий очень широк, определение дозы, поглощенной в процессе облучения, сопряжено с некоторыми трудностями. Общепринятая в литературе методика описания изменений свойств смазочных материалов в зависимости от интегрального потока тепловых нейтронов в корне неправильна, так как этот способ не дает прямой информации о количестве энергии, поглощенной тем или иным смазочным материалом за время облучения. Все это значительно уменьшает ценность большинства работ, выполненных с использованием излучения реактора. Р1ными словами, применяемое обычно облучение в канале ядерного реактора в течение одинакового времени различных по химическому составу смазочных материалов приводит к тому, что они поглощают различное количество энергии и при этом неправильно будет оценена их радиационная стойкость. [c.244]

В зависимости от положения в реакторе конструкционный материал будет получать различное количество (дозу) нейтронов, каждый из которых обладает кинетической энергией Е. Полностью замедленные тепловые нейтроны будут передавать энергию в несколько эВ, а нейтроны деления до нескольких миллионов эВ. Спектр нейтронов (указывающий долю общего числа нейтронов с определенной энергией) был вычислен для различных зон многих конструкций реактора, и известно, что для типичного сосуда давления значительная часть нейтронов будет иметь энергию, намного превышающую минимальное значение, необходимое для смещения атома. Нейтроны с более высокой энергией могут передавать достаточное количество энергии атому, который выбивается из решетки и в свою очередь вызывает дальнейшее смещение атомов. Возможное число смещенных атомов будет увеличиваться с ростов энергии нейтронов. Таким образом, можно ожидат , что изменение механических свойств при облучении будет зависеть не только от количества нейтронов или интегральной дозы их (т. е. общего числа нейтронов, достигающих материала за время облучения, обычно обозначаемое как ф , в нейтронах на квадратный сантиметр), но также и от энергии, которую имеют эти нейтроны (т. е. от нейтронного спектра). [c.401]

В исследовательских ядерных реакторах при проведении нескольких экспериментов, требующих различной плотности нейтронного потока, часто приходится решать вопрос об автономизации каждого исследуемого канала реактора. Такая автономизация предполагает создание в канале требуемого спектра нейтронов, значения и профиля энергораспределения [2, 45, 46, 47]. Для согласования мощности реактора с необходимой плотностью потока нейтронов в ячейке аппарата в литературе предложен способ регулирования нейтронного потока с помощью двухфазной равновесной реакции (ДРР) при абсорбции нейтронопоглощающих веществ в нейтронопрозрачных слоистых [c.198]

Присутствие потока резонансных нейтронов в реакторе несколько осложняет активационный анализ материалов, имеющих сильные резонансы поглощения нейтронов, так как вследствие сильного поглощения резонансных нейтронов происходит изменение энергетического спектра нейтронов внутри образца, что в конечном счете может исказить результаты анализа. С другой стороны, поток резонансных нейтронов увеличивает уровень наведенной активности изотопов, имеющих большой резонансный интеграл, по сравнению с активацией чисто тепловым потоком нейтронов. В этом случае для расчета наведенной активности по уравнению (2.14) следует применять эффективное сечение активации сгэфф> которое учитывает активацию под действием тепловых и резонансных нейтронов [c.59]

Уже отмечалось, что спектр нейтронов деления имеет среднюю энергию нейтронов около 1,5 Л эв, а вообще простирается до 20 Мэе. Поэтому атомные реакторы являются наиболее мощными источниками быстрых нейтронов. Однако их возможности для активационного анализа на быстрых нейтронах используются слабо, поскольку наличие в потоке тепловых нейтронов порождает специфическую трудность, так как продукты реакции (п, у) вследствие более высоких сечений оказываются значительно активнее радиоактивных нзотопоБ, образующихся в результате реакций на быстрых нейтронах. Правда, тепловые и медленные нейтроны могут быть отфильтрованы с помощью экранов из кадмия, индия и других материалов с большим сечением 68 [c.68]

Замыкание топливного цикла при использовании реакторов на тепловых нейтронах не решает проблемы принципиального улучшения эффективности использования топлива даже в случае жидкосолевых ториевых бридеров и конверторов с внешним источником нейтронов — но причине неудовлетворительного баланса нейтронов при делении ядерного топлива в тепловом спектре нейтронов. [c.166]

Тепловой спектр нейтронов в реакторах-выжигателях позволяет значительно снизить равновесное количество трансурановых нуклидов, которые необходимо сжигать. Это связано со значительно большей вероятностью взаимодействия этих ядер с нейтронами тепловой энергии. [c.171]

В равновесном топливном цикле 30 % активной зоны реактора занято МОХ-тонливом. Накопленный опыт говорит о возможности замены МОХ-тонливом и всей активной зоны. В этом случае содержание плутония должно быть повышено до 9,5 % масс. Ри. Среднее выгорание — 55 ГВт-сут/т ТМ. Высокое содержание плутония вызывает смещение спектра нейтронов в сторону более высоких энергий, что снижает эффективность работы регулирующих стержней и требует соответствующих мероприятий по ее повышению. [c.245]

Значение конкурентного поглощения нейтронов продуктами деления зависит от характеристик реактора. На бесполезное поглощение нейтронов оказывают влияние такие факторы, как степень выгорания топлива, время пребывания топлива в реакторе и спектр нейтронных энергий внутри реа.ктора. [c.44]

Реакторы в зависимости от энергии нейтронов, служащих для поддержания цепной реакции, разделяются на три типа на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах. В первом тппе реактора энергетический спектр нейтронов в активной зоне близок к спектру нейтронов деления. В реакторах остальных двух типов обязательно содержится определенное количество замедлителя, поэтому средняя энергия нейтронов в них смещена в область более низких энергий по сравнению со спектром деле- [c.71]

Согласно этой схеме, полный поток нейтронов в активной зоне реактора состоит из трех основных групп 1) быстрых нейтронов, выделяющихся при делении 2) резонансных и промежуточных нейтронов с энергией между 0,4 эв — 1 Мэе, получающихся в процессе замедления 3) тепловых нейтронов. Количественное соотношение между потоками нейтронов этих трех групп зависит от конструкции активной зоны реактора, положения канала для облучения, типа замедлителя и ряда других факторов. Обычно реальный энергетический спектр нейтронов меняется от реактора к реактору и даже от канала к каналу в пределах одного реактора. Изменение потоков различных групп нейтронов по активной зоне легководного реактора Merlin приведено на рис. 14 [89]. [c.73]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология