В чем измеряется плотность нейтронного потока

Плотность потока нейтронов

Следующая из основных характерис­тик нейтронных полей — плотность потока нейтронов(Ф) — является поп­росту произведением первых двух: плотности нейтронов на их скорость:

Ф = n . v (2.3.8)

По физическому смыслу эта величина — суммарный секундный путь всех нейтронов в 1 см 3 среды. Однако размерность плотности потока — нейтр/см 2 с — может привести к путанице в попытках обна­ружить физический смысл этой величины в самой размерности: сразу воображается некая плоская площадка размером в 1 см 2 , через которую ежесекундно проходит определённое число нейтронов. Такому представлению способствует прошлый опыт изучения сходным образом звучащих величин иной физической природы: плотности потока жидкости (из гидродинамики), плот­ности магнитного потока и плотности потока электронов в проводнике (из электродинамики), плотности теплового потока на теплоотдающей поверх­ности (из теплотехники) и другими. Аналогия плотности потока нейтронов с перечисленными величинами несостоятельна, так как все эти ве­личины характеризуют направленный перенос энергии, а нейтроны в единич­ном объёме среды движутся не направленно, а хаотично по всем возможным направлениям.

На первый взгляд эта характеристика вообще кажется лишней, т.к. она — простая комбинация двух других характеристик нейтронных полей — пло­тности (n) и скорости (v) нейтронов. Однако, самое простое рассуждение о том, что секундное количество актов любой нейтронной реакции в 1 см 3 среды должно быть прямо пропорционально величинам и плотности нейтронов (n), и скорости их переноса (v), а, следовательно, — величине плотности потока нейтронов (Ф), даёт этой характеристике право на существование. Действительно, чем больше плотность нейтронов n и чем больше скорость их перемещения v, тем больше шансов имеют все эти нейтроны в 1см 3 сре­ды провзаимодействовать с ядрами среды в течение 1 с и вызвать те или иные нейтронные реакции.

1.4 Выравнивание тепловыделения в активной зоне реактора

Из рассмотрения реакторов с однородной активной зоной и отражателем следует, что существует значительная неравно­мерность в распределении потока нейтронов (энерговыделения) по объему реактора. Так, в цилиндрической активной зоне реак­тора максимальная тепловая нагрузка превышает среднюю бо­лее чем в 3 раза. Поэтому необходимо применять какие-либо меры по выравниванию нейтронного потока, чтобы уменьшить коэф­фициенты неравномерности. Известно большое число способов уменьшения неравномерности энерговыделения в современных энергетических реакторах. Все они сводятся к выравниванию числа актов деления ядер топлива по объему активной зоны (физическое профилирование). Добиться требуемого выравнивания можно либо чисто внешними средствами (например, рабочими органами СУЗ, выго­рающими поглотителями и т. д.), либо изменяя концентрацию ядерного топ­лива по объему реактора. В современных реакторах чаще используют второй способ как наибо­лее эффективный. Для выравнивания тепло­выделения используются следующие способы:

1) применение эффективных отражателей нейтронов, расположенных вокруг активной зоны, позволяющих уменьшить утечку нейтронов и тем самым выровнять распределение плотности потока тепловых нейтронов и соот­ветственно тепловыделение;

2) создание многозонных реакторов, в которых распреде­ление ядер 235 U по радиусу актив­ной зоны выполнено таким обра­зом, чтобы изменение концентрации ядер 235 Uбыло примерно обратно пропор­ционально изменению плотности потока нейтронов;

3) применение твердых и жидких поглотителей, изго­товленных из материалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны. Поглотитель стремятся располагать по радиусу и высоте активной зоны таким образом, чтобы его концент­рация была прямо пропорциональ­на плотности потока нейтронов.

Рассмотрим выравнивание энер­говыделения с помощью распре­деления топлива. Наиболее просто это можно осуществить по радиусу реактора. Однако добиться на практике физического профилирования энергетиче­ских реакторов с помощью непрерывного изменения концентра­ции делящегося вещества весьма трудно по технологическим и конструктивным причинам.

В связи с этим возникает задача о зонном профилировании активной зоны, при котором концентрация делящегося вещества меняется скачком от зоны к зоне, оставаясь практически по­стоянной внутри каждой из них. Число зон и их размеры зави­сят в основном от принятого режима перегрузки. Обычно на практике ограничиваются двумя зонами: центральной и периферийной. Зонная компоновка активной зоны широко используется в реакторах типа ВВЭР, где свежее топливо, т. е. более обо­гащенное, располагается в перифе­рийной зоне, а выгоревшее, т. е. ме­нее обогащенное, находится в цент­ральной зоне.

Действие отражателя основано на том, что покидающие активную зону нейтроны попадают в окру­жающую среду и находятся в ней в хаотическом движении, так же как в самой активной зоне. Поэто­му часть нейтронов, отражаясь от ядер среды, может возвратиться обратно. Отсюда результирующая утечка нейтронов из активной зоны уменьшается. Отношение числа нейтронов, возвращающихся в ак­тивную зону в результате отраже­ния, к числу попадающих в отра­жатель нейтронов называют коэф­фициентом внутреннего от­ражателя нейтронов или альбедо β.

В ядерных реакторах на тепло­вых и промежуточных нейтронах в качестве отражателей используют­ся вещества, хорошо замедляющие и слабо поглощающие нейтроны, т. е. вещества-замедлители нейтро­нов. Они обладают самыми высо­кими альбедо; например, у слоя обычной воды толщиной 2L, где L — длина диффузии тепловых нейтронов, β=0,8, у слоя бериллия той же толщины β=0,9, у графита β=0,94 и у тяжелой воды β=0,98.

При этом в отражателе помимо отражения собственно тепловых нейтронов в активную зо­ну происходит замедление быстрых нейтронов, причем более эффектив­но, чем в самой активной зоне, где имеется определенная вероятность захвата нейтронов. Часть замедлив­шихся нейтронов возвращается в активную зону и еще больше повы­шает плотность потока тепловых нейтронов вблизи отражате­ля. Влияние отражателя, грубо говоря, сводится к уменьшению утечки нейтронов из активной зоны и соответственно к уменьшению критических размеров реакто­ра. Наиболее эффектив­ными отражателями являются слои, рас­положенные вблизи активной зоны. С уве­личением расстояния от границы активной зоны эффективность отражения нейтронов падает, так как уменьшается доля нейтро­нов, попадающих в удаленные слои отра­жателя. Поэтому оказывается, что эффек­тивность слоя отражателя толщиной Т≈1,5М [где М — длина миграции в отра­жателе] близка к эффективности слоя бесконечной толщины, и дальнейшее увеличение толщины отражателя бесполез­но. Для графита предельная тол­щина составляет около 90 см, для обыч­ной воды — приблизительно 10 см. При оценке отражателей толщиной, равной или большей 1,5М, можно принять, что эффек­тивная добавка равна длине миграции в материале отражателя.

Для каждого замедляющего вещества существует предельная тол­щина отражателя, превышение которой практически не сказы­вается на распределении потока тепловых нейтронов в актив­ной зоне. Эта предельная толщина отража­теля составляет:

для тяжелой воды. 80 см

Природная вода из-за сильного поглощения ею нейтронов не годится в качестве отражателя. Если толщина отражателя меньше 30% предельных значений, то эффективные добавки следует принимать равными толщине отражателя. При от­ражателе предельной толщины эффективные добавки можно принимать равными 50% толщины отражателя. Для промежу­точных значений толщины отражателя эффективные добавки можно находить линейной интерполяцией.

В современных энергетических реакторах одновременно применя­ются все перечисленные выше спо­собы выравнивания тепловыделе­ния. В результате достигаются следующие значения коэффициен­тов неравномерности: по радиусу 1,2-1,5; по высоте k_z= 1,3-1,5; по объему 1,5‑2,5. Например, в реакторе типа ВВЭР это дало возможность снизить коэффициент k_v в 2 раза: с 4,8 (реактор ВВЭР-210 на I блоке Нововоро­нежской АЭС) до 2,4 (реактор серийный ВВЭР-440).

В процессе работы реактора происходит выгорание топлива и поглотителя, соответственно изменя­ется распределение тепловыделения по активной зоне. Поэтому прово­дится изменение распределения по­глотителей во времени таким обра­зом, чтобы обеспечить минимизацию рассмотренных коэффициентов неравномерности.

1.5 Температурные эффекты в реакторе

Температурным эффектом реактивности реактора при рассматриваемой средней температуре теплоносителя в активной зоне называется величина изменения реактивности при его разогреве от 20 о С до этой температуры. Из определения сразу следует, что величина температурного эффекта реактивности при температуре 20 о Сравна нулю. Этой условностью догово­рились определитьначало отсчетавеличины температурного эффекта. Поскольку в определении идёт речь об изменении реактивности, ве­личина температурного эффекта (как и всякая реактивность) обозначается символом ρ_t c нижним индексом "t", позволяющим отличать температурный эффект от реактивности любого другого происхождения. Почему ρ_t, а не Δρ_t, т.к. в определении речь идет обизменении реактивности? — Именно потому, что ρ_t(20 o C) = 0.

Поскольку из определения можно понять, что величина температурного эффекта — изменяющаяся с температурой величина, нелишне указать в обо­значении, какой температуре соответствует данныйтемпературный эффект реактивности, — то есть полное обозначение ТЭР, исключающее какую-либо неопределённость толкования этой величины, должно быть ρ_t(t). Поэтому и изменение реактивности при разогреве реактора от 20 о до произвольной средней температуры теплоносителя t будет равно:

из-за чего величина температурного эффекта реактивности при любой средней температуре теплоносителя t обозначается не Δρ_t, апросто ρ_t.

Наконец, поскольку ТЭР есть изменениереактивности реактора, то и измеряется онв единицах реактивности (в а.е.р.). Первые из указанных единиц чаще встречаются в научной и технической литературе (как более простые, интернациональные, понят­ные всем), а вторые — в операторской практике (они удобны в расчетах).

В определении ТЭРзафиксировано, что аргументом для функции ρ_t(t) являетсясредняя температура теплоносителя. С первого взгляда это ка­жется неверным, так как температурное поле в гетерогенной активной зо­не энергетического ВВР очень неоднородно: в топливе твэлов температура выше, чем температура оболочек твэлов, а температура оболочек твэлов — выше температуры теплоносителя, а, главное, что во всех материалах ак­тивной зоны в силу действия теплотехнических законов даже в стационар­ном режиме реактора температуры распределеныпо-разномуи в различных пределах. А так как нам уже понятно, что каждый материалпо-своему от­зывается на одинаковые изменения температуры, это означает, что каждый материал активной зоны даже при одинаковых изменениях в них температу­ры вносит в общий температурный эффект реактивности свою лепту темпе­ратурных изменений реактивности,отличающуюся по величине от вкладов в ТЭР реактора других материалов. При имеющемся в реальных реакторахнеодинаковом разогреве топлива, замедлителя, теплоносителя и других кон­струкционных материалов активной зоны вклады каждого материала в общий температурный эффект реактивности тем более неоднозначны, и потому од­но лишь изменение средней температуры теплоносителя не может быть ответственным за полное температурное изменение реактивности всего реак­тора. Понятно, что температурное изменение реактивности реактора должно определятьсянекоторойсреднеэффективнойвеличиной температуры ак­тивной зоны, в которой учитывались бы "весовые коэффициенты" темпера­турных изменений реактивности каждого материала и неравномерность ра­зогрева каждого материала активной зоны.

Однако для определения такой температуры потребовалось бы решить задачу чрезвычайной сложности, более обширную, чем детальный теплотех­нический и нейтронно-физический расчеты всего реактора.

В качестве определяющей температуры для оценки температурного эф­фекта реактивностивынужденно принимается средняя температура теплоно­сителя, поскольку это температура,которую легко практически измерить. Серии термопар, поставленных на входе и выходе активной зоны, дают по­сле усреднения результатов измерений точное представление о величинах температур теплоносителя на входе и выходе из активной зоны, а средняя арифметическая их величина

— достаточно точное представление о средней температуре теплоноси­теля в активной зоне; хотя от входа к выходу теплоноситель увеличивает температурунелинейно по длине ТВС, из-за небольшой разницы входной и выходной температур теплоносителя (не более 30 — 35 о С) среднеарифмети­ческое значение температуры теплоносителя почти не отличается отсредневзвешенного её значения в активной зоне. К тому же практически измерение крайних температур теплоносителя иполучение электрического сигнала, пропорционального величине средней температуры теплоносителя, не представляет собой сложной технической задачи по сравнению с измерением даже лока­льной температуры топлива (для чего понадобилось бы сверлить герметич­ную оболочку твэла для осуществления вывода электрического сигнала от микротермопары внутри твэла).

Более того, приняв в качестве аргумента для функции температурного эффекта реактивностиреактора ρ_t(t_т) среднюю температуру теплоносителя t_т, мы по крайней мере получаем возможностьэкспериментально измерятьвеличину составляющей общего температурного эффекта реактивности реак­тора, которая определяется только изменением температуры теплоносителя (для этого надо медленно, равномерно разогревать работающий на минимально-контролируемом уровне мощности (МКУМ) реакторот постороннего источника тепла с тем, чтобы температура топлива в его твэлахнезначите­льно отличалась от температуры теплоносителя).

Если эксплуатировать ВВР от малых уровней мощности и до номиналь­ной её величиныпри постоянном расходе теплоносителя через его актив­ную зону, то появляется возможность экспериментально измерить величины температурного эффекта реактивности реактора путём его медленного или ступенчатого разогревасобственным теплом(путем медленного увеличения мощности реактора, обеспечивающегомалую скорость разогрева — не более 10 о С/час, — при которой нестационарный режим разогрева реактора можно с должной степенью точности считатьквазистационарным). При этом изме­ренная экспериментально зависимость ρ_t(t_т) будетоднозначной (по край­ней мере, на данный момент кампании), поскольку изменение среднеэффек­тивной температуры топлива на разных уровнях мощности в процессе разо­грева реактора будет в силу теплотехнических закономерностей взаимно­однозначно связано с изменением среднеэффективной температуры теплоно­сителя.

Зависимость температурного эффекта реактивности от средней температуры теплоносителя ρ_t(t_т) является очень сложной функцией. Поэтому использо­вание аналитического выражения ρ_t(t_т) (допуская, что его можно получить в годном для пользования виде) для оператора реакторной установки было бы неудобным: чем сложнее формула, которая её описывает, тем более гро­моздкие расчеты приходилось бы вести при решении простой задачи о тем­пературном изменении реактивности.

Но оператору зависимость ρ_t(t_т) нужна для практического использо­вания, и пусть она будет не идеально-точной, но представлена она долж­на быть в такой форме, которая позволяла бы быстро оценивать величины температурных эффектов реактивности при различных средних температурах теплоносителя и оперативно находить температурные изменения реактивности реактора при заданных изменениях температур теплоносителя, не про­изводя при этом громоздких вычислений. Такой формой представления функции ρ_t(tτ) является ее график.

График ρ_t(t_т) в эксплуатационной практике чаще называют просто кривой температурного эффекта реактивности (кривой ТЭР) реактора.

Хорошо и в приемлемом масштабе вычерченная по результатам послед­них нейтронно-физических измерений кривая ТЭР позволяет быстро снять величину ТЭР при нужной температуре теплоносителя и в считанные секун­ды вычислить температурное изменение реактивности при конкретном изме­нении средней температуры теплоносителя от t_т1 до t_т2:

независимо от того, идет ли речь о разогреве реактора (t_т2 > t_т1) или о его расхолаживании (t_т2 < t_т1). Следуя формуле (10.1.2), мы ни­когда не ошибемся в знаке температурного изменения реактивности: поло­жительная величина Δρ_t означает, что при изменении Δt_т = t_т2-t_т1 имеет место высвобождение реактивности, а при Δρ_t < 0 — потеря реактивности за счёт изменения температуры активной зоны (отсчитываемого по измене­нию средней температуры теплоносителя).

Энергетическим реакторам свойственны кривые ТЭР трёх качественных типов (или форм), показанных на рис.10.1

Кривая первого типа отличается восходящим до максимума характером с последующим снижением величины ТЭР, но вся она лежит в положительном квадранте величин ТЭР.
Кривая второго типа также имеет максимум, но в области значитель­но меньших температур, после чего она падает до нуля и переходит в от­рицательный квадрант величин ТЭР.
Кривая третьего типа имеет чисто падающий характер и целиком рас­полагается в отрицательном квадранте ТЭР при любых средних температу­рах теплоносителя.
Величины температурного эффекта, как следует из рис.10.1, могут быть положительными, отрицательными и даже принимать нулевые значения при некоторых (отличных от 20 о С) температурах теплоносителя.

Несколько слов о градации температур теплоносителя в энергетичес­ких реакторах. Любой энергетический реактор предназначается для работы при определенной (расчетной) средней температуре теплоносителя, кото­рая называется номинальной средней температурой теплоносителя. Неболь­шой интервал температур, в пределах которого изменяется величина сред­ней температуры теплоносителя около номинального значения, называется зоной рабочих средних температур. Интервал температур от 20 о С до наи­меньшего из значений рабочих температур называется зоной разогреваре­актора. Таким образом, после пуска реактора на минимально-контролируе­мый уровень мощности (МКУМ), чтобы окончательно привести реактор в ра­бочее состояние (как говорят: ввести реактор в энергетический режим), его разогревают с ограниченной скоростью путём медленного подъёма мощ­ности до тех пор, пока средняя температура теплоносителя не достигнет своей номинальной величины. При дальнейшей работе средняя температура теплоносителя в стационарных режимах поддерживается постоянной в силу естественных теплообменных свойств активной зоны на постоянном уровне мощности реактора, а в переходных режимах — ещё и корректируется сред­ствами автоматики регулирования реактора. Однако, точно расчётное зна­чение номинальной средней температуры теплоносителя выдержать не полу­чается даже средствами автоматической коррекции; именно в переходных режимах работы реактора величина средней температуры теплоносителя ко­леблется в пределах нескольких градусов около номинального значения.

Разница наибольшего и наименьшего значений температур при этом и составля­ет упомянутую выше зону рабочих средних температур. Температурный эффект реактивности при номинальной средней температуре теплоносителя называется полным температурным эффектом реактивности реактора.

Величина полного температурного эффекта реактивности у реакторов может быть как положительной (кривая ТЭР 1 типа), так и отрицательной (кривые ТЭР 2-го и 3-го типов). Абсолютные величины полных ТЭР энерге­тических реакторов могут достигать 2 ¸ 3 %, а это, как предстоит убедить­ся далее, очень больщие реактивности, высвобождение которых может соз­дать ядерно-опасную ситуацию.

Температурным коэффициентом реактивности при данной средней температуре теплоносителя называется изменение реактивности реактора, вызванное его разогревом на 1 о С сверх этой температуры.
ТКР обозначается α_t(t_т), измеряется в 1/ о С или в %/ о С.

Обратим внимание, что кривые ТЭР в некоторых интервалах темпера­тур имеют восходящий характер, а в некоторых — падающий. Интенсивность возрастания или убывания величины ρ_t с ростом температуры не может нас не интересовать (и особенно — в зоне рабочих средних температур), т.к. это — реакция реактора на каждый градус изменения его температуры, которую для поддержания заданной мощности реактора оператор обязан скомпенсировать введением (или извлечением) в активную зону подвижных поглотителей.
Предположим, реактор разогревается от некоторой конкретной темпе­ратуры теплоносителя t_т на несколько градусов Δt_т, и при этом темпера­турное изменение реактивности составляет Δρ_t; отсюда следует, что сред­няя величина изменения температурного эффекта реактивности на 1 о этого интервала температур будет равна:

Но это — только средняя величина ежеградусного изменения темпера­турного эффекта реактивности в интервале температур от t_т до t_т+Δt_т, а при сужении интервала изменения температур Δt_т до элементарного (dt) в пределе получается локальное изменение температурного эффекта реактив­ности реактора при температуре t_т:

Это и есть локальная величина температурного коэффициента реактив­ности реактора при температуре t_т. Как видим, по отношению к функции температурного эффекта ρ_t(t_т) величина α_t — есть не что иное, как пер­вая производная функции температурного эффекта по средней температуре теплоносителя. Вот почему температурный коэффициент реактивности назы­вают дифференциальной мерой влияние температуры на реактивность реак­тора, в отличие от величины температурного эффекта реактивности:

который является интегральной мерой этого влияния.
Поскольку первая производная любой функции интерпретируется как тангенс угла наклона касательной к графику функции в данной точке, по­ложительный знак a_t при рассматриваемой температуре t_т свидетельствует, что функция температурного эффекта при этой температуре являются воз­растающей, а отрицательность a_t, напротив, означает, что функция тем­пературного эффекта при рассматриваемой температуре t_т убывает.
Форма кривых ТЭР 1 и 2-го типов, изображенных на рис.10.1, говорит о том, что в интервале температур от 20 о С до температуры, соответству­ющей максимуму кривой ТЭР, температурный коэффициент реактивности положителен, при температурах максимумумов — он равен нулю, а при более высоких температурах — отрицателен. Реактору с кривой ТЭР третьего ти­па отрицательный ТКР свойственен во всем диапазоне средних температур теплоносителя.
Оператору часто приходится решать задачи по оценке температурных изменений реактивности реактора при сравнительно небольших (в пределах <10 о С) изменений средней температуры теплоносителя (Δt_т). Кривой ТЭР в таких случаях пользоваться неудобно, поскольку она чаще всего вычерчи­вается в довольно крупном масштабе по оси температур (на одно деление приходится 5 ¸ 10 о С), и попытка снять малое изменение реактивности может обернуться большой относительной погрешностью из-за недостаточной ост­роты зрения и недостаточного качества исполнения графика ТЭР. В этом случае для нахождения Δρ_t пользуются тем, что в относительно небольшом интервале любая нелинейная зависимость мало отличается от линейной, и находят температурное изменение реактивности по формуле:

Разумеется, для этого нужно знать величину α_t при температуре t_т. Поэтому для нахождения Δρ_t при небольшом (менее 10 о С) изменении средних температур теплоносителя в активной зоне (Δt_т) пользуются фор­мулой (10.1.5), а для более широких изменений температур теплоносителя (Δt_т>10 о С), в пределах которых нелинейностью функции ρ_t(t_т) пренебре­гать нельзя, — формулой (10.1.2).

Контроль работы энергетического ядерного реактора , страница 2

Рисунок 1‑1 (1). Структурная схема измерения периода реактора:

1-реактор; 2-нейтронный детектор; 3-логарифмирующее устройство; 4-дифференцирующее устройство; 5-указывающий прибор.

Нейтронные детекторы, предназначенные для оперативного контроля средней плотности потока нейтронов, размещают обычно вне активной зоны и даже за корпусом реактора. При таком размещении в меньшей мере сказываются локальные изменения плотности потока нейтронов в активной зоне в связи, например, с перемещением поглощающих стержней. Кроме того, вокруг реактора устанавливают большое количество нейтронных детекторов ( в мощных энергетических реакторах — несколько десятков ), что позволяет при их параллельном подключении свести к минимуму локальные перекосы распределения нейтронов в активной зоне . В отечественных водо-водяных и графитовых реакторах с водным теплоносителем нейтроннын детекторы размещают в сухих вертикальных каналах, пронизывающих кольцевой бак биологической защиты.

С помощью тех же нейтронных детекторов измеряют период реактора ( рис.1). На выходе нейтронного детектора формируется сигнал, пропорциональный плотности нейтронов n, затем он последовательно трансформируется в логарифмирующем и дифференцирующем устройствах. В соответствии с определением периода из уравнения (1-1)(12.3 ) имеем:

12.3 1‑1

где Т-период реактора. Таким образом на выходе дифференцирующего устройства ( см.рис1) имеем величину, обратную периоду, или, как ее обычно называют скорость разгона. При этом показывающий прибор может быть отградуирован либо по периоду реактора , либо по скорости разгона .

По периоду реактора находят реактивность.

Здесь -отклонение реактивности от критического значения, которое определяет скорость переходного процесса. Учитывая связь периода реактора с реактивностью, показывающий прибор в схеме измерения (рис.1‑1) градуируют и в единицах реактивности. Как уже отмечалось, всегда должно быть меньше эффективной доли запаздывающих нейтронов. Это определяет минимальный предел периода при разгоне реактора. Обычно он составляет не менее 10 с. В стационарном состоянии, когда =0, период реактора равен бесконечности, поэтому показывающий прибор по периоду реактора градуируется от бесконечности до нескольких секунд, а по реактивности — в относительных единицах (%) от 0 до значений, меньших — доля запаздывающих нейтронов. По каждому из этих параметров устанавливается предельно допустимое значение.

1.1 Диапазон измерения плотности нейтронов . Градуировка нейтронных детекторов .

В связи с высокой чувствительностью ядерного реактора к изменению реактивности плотность нейтронов контролируется в нем на всех режимах работы — на рабочих мощностях и в выключенном состоянии. Диапазон изменения плотности нейтронов в указанных режимах составляет примерно 10 порядков. При нормальном режиме работы плотность потока нейтронв составляет примерно 10 14 см -2 с -1 (при такой работают энергетические ядерные реакторы), а в выключенном состоянии примерно 10 4 см -2 с -1 . Нижний уровень измеря­емой плотности потока нейтронов ограничен чувствитель­ностью нейтронных детекторов.

На рис. 2 схематически изображен весь диапазон конт­ролируемого изменения плотности нейтронов. По оси ординат отложена относительная плотность нейтронов n/n₀, где n₀ — плотность нейтронов при номинальном режиме. В связи с весьма широким диапазоном изменения измеряемой величины весь интервал делится на несколько поддиапазонов, в которых используются датчики различной чувствительности. В данном случае весь диапазон разбит на три поддиапазона В области миниматьных птотностей устанавливаются наиболее чувст­вительные детекторы. Это либо газоразрядные счетчики, либо импульсные камеры деления (они используются обычно во всем диапазоне пуска от подкритического состояния до выхода в критическое и последующую область разгона).

Большая Энциклопедия Нефти и Газа

Плотность нейтронного потока в реакторе представляет собой величину с очень сложной пространственно-энергетической и временной зависимостью. В реальном реакторе эти параметры зависят от топлива, замедлителя, их взаимного расположения ( гомогенное или гетерогенное), размеров реактора и его геометрии. Математическое выражение такой зависимости не представляется возможным получить для всех типов реакторов ввиду сложной взаимной зависимости этих факторов. Однако можно сделать некоторые выводы, которые помогут понять некоторые проблемы, связанные с реакторами.  [2]

Если плотность нейтронного потока изменяется в течение периода облучения, то для его контроля требуется использование нескольких эталонных образцов. Эти образцы должны быть выбраны так, чтобы они при активации давали различные радиоизотопы в широком интервале периодов полураспада.  [3]

В этих условиях, когда плотность нейтронного потока растет медленно, становится вполне реальным механическое управление ядерным реактором.  [4]

Размещенные в активной зоне детекторы нейтронов контролируют плотность нейтронного потока , который определяет энерговыделение.  [5]

В области ионизирующих излучений имеются эталоны рентгена, единицы активности радия и плотности нейтронного потока .  [6]

При активации анализируемого образца и эталона в реакторе может возникнуть разница в плотности нейтронного потока , даже ерли обе пробы расположены очень близко.  [7]

При активации анализируемого образца и эталона в реакторе может возникнуть разница в плотности нейтронного потока , даже если обе пробы расположены очень близко.  [8]

Эффективность влияния импульса давления на изменение объемного паросодержания зависит также от распределения плотности нейтронного потока по длине канала.  [10]

Контроль за ходом цепной реакции осуществляют автоматически с помощью системы ионизационных камер, непрерывно измеряющих плотность нейтронного потока в реакторе. Как только эта плотность отклоняется от заданной, изменяется величина сигналов, поступающих с камер. В результате этого включаются регулирующие устройства — стержни, меняющие поток нейтронов до тех пор, пока он не возвратится к исходному значению.  [11]

Расчет альбедо содержит такие параметры [ см. формулу (5.90) ], как коэффициент диффузии среды и отношение плотности нейтронного потока к величине потока на границе. Это отношение зависит от геометрии, коэффициента диффузии и поглощающих свойств материала.  [13]

Поиск оптимальных режимов облучения на практике сводится к выбору такого места в реакторе, где сочетание спектра и плотности нейтронного потока , а также продолжительности облучения позволяет получить целевой радионуклид требуемого качества к заданному времени. Используемые для накопления радионуклидов исследовательские ядерные реакторы, как правило, обладают широким набором мест для облучения, позволяющим варьировать режимы накопления в зависимости от специфики образования того или иного радионуклида.  [14]

Дипломная работа MBA

Плотность потока нейтронов. Третья из основных характеристик нейтронных полей — плотность потока нейтронов (Ф) — является попросту произведением первых двух: плотности нейтронов на их скорость:

Ф = n . v (2.3.8)

По физическому смыслу эта величина — суммарный секундный путь всех нейтронов в 1 см3 среды. Однако размерность плотности потока — нейтр/см2 с — может привести к путанице в попытках обнаружить физический смысл этой величины в самой размерности: сразу воображается некая плоская площадка размером в 1 см2, через которую ежесекундно проходит определенное число нейтронов. Такому представлению способствует прошлый опыт изучения сходным образом звучащих величин иной физической природы: плотности потока жидкости (из гидродинамики), плотности магнитного потока и плотности потока электронов в проводнике (из электродинамики), плотности теплового потока на теплоотдающей поверхности (из теплотехники) и т.п. Аналогия плотности потока нейтронов с этими величинами (увы!) несостоятельна, так как эти величины характеризуют направленный перенос энергии, а нейтроны в единичном объёме среды движутся не направленно, а хаотично по всем возможным направлениям. Поэтому Ф, скорее, показывает «степень секундной исхлёстанности» единичного объёма среды траекториями попадающих в него со всех направлений нейтронов.

На первый взгляд эта характеристика вообще кажется лишней, так как она — простая комбинация двух других характеристик нейтронных полей — плотности (n) и скорости (v) нейтронов. Однако, простая мысль о том, что секундное количество актов любой нейтронной реакции в 1 см3 среды должно быть прямо пропорционально величинам и плотности нейтронов (n), и скорости их переноса (v), а, следовательно, — величине плотности потока нейтронов (Ф), даёт этой характеристике право на существование. Действительно, чем больше плотность нейтронов n и чем больше скорость их перемещения v, тем больше шансов имеют все эти нейтроны в 1 см3 среды провзаимодействовать с ядрами среды в течение 1 с и вызвать те или иные нейтронные реакции.

В этих рассуждениях, как видим, не содержится ни малейшего намека на привязку к какому-либо конкретному направлению движения нейтронов в единичном объёме среды. Но зададим себе вопрос: а важно ли вообще направление, по которому нейтрон перед взаимодействием приближается к ядру, если разговор в конечном счёте сводится к ответу на другой вопрос: произойдет ядерное взаимодействие или не произойдет? — Ведь нас, в конце концов, интересует секундное количество конкретных взаимодействий каждого вида в единичном объёме среды. И если нам не известно о какой-либо анизотропии свойств ядер по отношению к взаимодействующим с ними с разных направлений нейтронам, то проще предположить, что ядру безразлично, ударит ли его нейтрон "в лоб" или "по затылку", — результат должен быть одинаковым! А это значит, что для удовлетворения интереса, касающегося только скоростей нейтронных реакций, нам достаточно скалярной характеристики нейтронного поля (каковой Ф и является).

Но отметим всё-таки, что, представляя ядро в виде сферы, даже предполагая изотропность действия ядерных сил в пределах этой сферы, говоря о вероятности взаимодействия нейтрона с ядром, невозможно обойтись в рассуждениях без величины поверхности этой сферы: ведь для нейтронной реакции необходимо, чтобы приближающийся извне нейтрон пересек поверхность этой сферы. И чем больше величина этой поверхности, тем больше ограничивающий её объём, тем больше нейтронов имеют возможность попасть в этот объём, инициируя ту или иную нейтронную реакцию.

Поэтому вероятность взаимодействия ядра с нейтронами, пересекающими извне поверхность сферы действия ядерных сил ядра, должна быть пропорциональна плотности потока нейтронов вблизи ядра, подразумевая под последней отношение числа падающих за 1 с на поверхность сферы нейтронов к величине поверхности этой сферы. Та же размерность — нейтр/см2с; та же скалярность величины (ведь поверхность сферы в целом не направлена никуда и в то же время направлена куда угодно).

А теперь сравним это определение со строгим определением плотности потока нейтронов, которое дает Стандарт:

Плотность потока нейтронов — это отношение числа нейтронов, ежесекундно падающих на поверхность элементарной сферы, к величине диаметрального сечения этой сферы.

Та же размерность — нейтр./см2с. Та же скалярность: диаметральных сечений в любой сфере можно указать бесчисленное множество, и каждое из них имеет своё направление нормали. И если допустить, что элементарная сфера имеет размер сферы действия ядерных сил ядра, то её1 поверхность Sсф = 4 p R2, а величина любого диаметрального сечения этой сферы SD = p R2 — величина в 4 раза меньшая, чем поверхность сферы. То есть в определении, появившемся из приведенных выше рассуждений, фигурировала бы вчетверо меньшая величина, чем в стандартном определении.

Что касается элементарности сферы, отмеченной в стандартном определении, необходимость её обусловлена той же причиной, что и в определении плотности нейтронов: желанием сделать плотность потока нейтронов Ф непрерывной величиной с целью использования при исследовании нейтронных полей компактного аналитического аппарата непрерывных функций.

И последнее. Говоря о плотности потока нейтронов Ф, нельзя говорить о ней вообще; следует обязательно оговаривать и указывать, о нейтронах какой кинетической энергии идёт речь. В противном случае возникает уже не просто неопределённость, о которой упоминалось в п.2.3.2, а бессмыслица, суть которой ясна из простого примера. Если просто сказать, что Ф = 60 нейтр/см2с, то это все равно, что ничего не сказать, так как такая величина плотности потока может обеспечиваться:

— одним нейтроном со скоростью v = 60 см/с;

— двумя нейтронами со скоростями v = 30 см/с;

— тремя нейтронами со скоростями v = 20 см/с;

— четырьмя нейтронами со скоростями v = 15 см/с;

— пятью нейтронами со скоростями v = 12 см/с;

— шестью нейтронами со скоростями v = 10 см/с;

— десятью нейтронами со скоростями v = 6 см/с и т.д.

А результаты взаимодействия этих комбинаций нейтронов с ядрами среды во всех этих случаях будут различными. Вот почему, указывая значение Ф, важно для определённости всегда указывать энергию нейтронов: Ф(Е).