Энергетический спектр - нейтрон
Cтраница 3
Из сказанного выше следует, что коэффициент экранирования определяется не только величиной сечения захвата элемента-основы, но и зависимостью сечения активации элемента-примеси от энергетического спектра нейтронов. Совершенно естественно, что на величину коэффициента экранирования оказывает влияние и тип реактора, и местоположение образца в реакторе во время облучения. [31]
Из этого можно сделать вывод, что в устойчивом состоянии общее число нейтронов, производимых при делении, не зависит от распределения запаздывающих нейтронов; тем не менее энергетический спектр нейтронов деления, вообще говоря, зависит от свойств запаздывающих нейтронов. Так что если средняя энергия 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 не существенна с точки зрения вычисления утечки в надтепловой области и поглощения для Теплового реактора. [32]
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. [33]
В большинстве реакторов поток спадает от центра к периферии, хотя некоторые из них ( как, например, MTR и высокопоточный реактор с выведенными пучками в Брукхэвене) спроектированы таким образом, что максимальные потоки тепловых нейтронов создаются в отражателе вокруг активной зоны. Энергетический спектр нейтронов может изменяться в широких пределах в зависимости от типа реактора и даже от расположения в пределах одного и того же аппарата. Реакторы часто снабжены так называемыми тепловыми колоннами, с помощью которых получают чистые источники тепловых нейтронов. Для этой цели применяют колонны из графита ( или из какого-либо другого замедлителя), длина которых достаточна для приведения прошедших через нее нейтронов к тепловому равновесию со средой. Конечно, нейтронный поток в конце тепловой колонны на несколько порядков меньше того, который имеется внутри реактора. Особенно большие отношения потоков быстрых и тепловых нейтронов могут быть получены внутри помещенных в реактор контейнеров с урановыми стенками. [34]
Источником нейтронов может служить ядерный реактор или ускоритель. Широкий энергетический спектр получаемых нейтронов сужается до необходимой величины путем модерации в парафиновом блоке, где находится облучаемый образец. [35]
Для понимания процессов, которые могут происходить в реакторе с природной смесью изотопов, необходимо учитывать отмеченные в § 18.8 различия в условиях, при которых происходит деление ядер обоих изотопов урана. Исследование энергетического спектра нейтронов, испускаемых при делении, показывает, что их энергии составляют в основном около 0 7 Мэв. Поглощение нейтронов ядрами 92U235 способствует развитию цепной реакции, поглощение же их ядрами 92U288 выводит нейтроны из цепной реакции и ведет к обрыву цепей реакции. Расчеты показывают, что в естественной смеси изотопов урана вероятность обрыва цепей превышает вероятность разветвления реакции и цепная реакция деления не может развиваться ни на быстрых, ни на медленных нейтронах. [36]
Выше уже отмечалось, что вероятность деления, как и вероятности других вызываемых нейтронами ядерных реакций, есть функция энергии нейтронов. Если известен энергетический спектр нейтронов, то можно вычислить полную вероятность деления в зависимости от энергии нейтронов и с ее помощью получить среднюю энергию деления. [37]
Реакторы в зависимости от энергии нейтронов, служащих для поддержания цепной реакции, разделяются на три типа: на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах. В первом типе реактора энергетический спектр нейтронов в активной зоне близок к спектру нейтронов деления. [38]
При скользящем давлении пара перед турбиной понижается средняя температура теплоносителя в реакторе. Это связано с изменением энергетического спектра нейтронов и уменьшением средней длины их пробега из-за возрастания плотности воды, что приводит к уменьшению утечки нейтронов из активной зоны. В водоводяных реакторах некипящего типа ( ВВЭР) вследствие отмеченного понижение температуры т увеличивает реактивность. [39]
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. [40]
Следует отметить, что облучение, применявшееся Примаком для аллотропных модификаций Si02 в работе [178], содержит относительно быстрые нейтроны, что видно при сравнении радиационных нарушений в других веществах ( обычно в графите или алмазе), полученных в различных ядерных реакторах. В работе [177] сделана попытка установить энергетический спектр нейтронов, наиболее ответственных за радиационные повреждения. Детальное изучение восстановления различных уже упоминавшихся свойств проведено Примаком [176,178] и не включено в настоящую работу. [42]
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. [43]
Для экспериментального изучения энергетического распределения интенсивности нейтронов применяются так называемые нейтронные спектрографы. Большинство из них основано на дифракционном разложении энергетического спектра нейтронов по углам. В качестве дифракционной решетки используются достаточно большие и совершенные кристаллы. [44]
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. [45]
Страницы: 1 2 3 4