Классификация элементарных частиц
<<  Команда «Нейтрино-2» 8f327 Открытие протона  >>
Лекция 7 Плотность потока нейтронов
Лекция 7 Плотность потока нейтронов
Плотность потока нейтронов
Плотность потока нейтронов
Плотность потока нейтронов
Плотность потока нейтронов
Плотность потока нейтронов
Плотность потока нейтронов
Скорость ядерной реакции
Скорость ядерной реакции
Скорость ядерной реакции
Скорость ядерной реакции
Баланс нейтронов в ядерном реакторе
Баланс нейтронов в ядерном реакторе
Баланс нейтронов в ядерном реакторе
Баланс нейтронов в ядерном реакторе
Баланс нейтронов в ядерном реакторе
Баланс нейтронов в ядерном реакторе
Коэффициент размножения в бесконечной среде
Коэффициент размножения в бесконечной среде
Коэффициент размножения в бесконечной среде
Коэффициент размножения в бесконечной среде
?Gx - групповое сечение процесса типа x определяется:
?Gx - групповое сечение процесса типа x определяется:
Групповой подход
Групповой подход
Библиотеки групповых констант
Библиотеки групповых констант
Библиотеки групповых констант
Библиотеки групповых констант

Презентация: «Плотность потока нейтронов». Автор: Kondakov. Файл: «Плотность потока нейтронов.ppt». Размер zip-архива: 147 КБ.

Плотность потока нейтронов

содержание презентации «Плотность потока нейтронов.ppt»
СлайдТекст
1 Лекция 7 Плотность потока нейтронов

Лекция 7 Плотность потока нейтронов

Скорость ядерной реакции. Баланс нейтронов в ядерном реакторе. Коэффициент размножения в бесконечной среде. Групповой подход. Библиотеки групповых констант.

Московский инженерно-физический институт (государственный университет) Физико-технический факультет

Ф6-01н

Теория переноса излучений

2 Плотность потока нейтронов

Плотность потока нейтронов

Совокупность переменных называют точкой фазового пространства. Переменные: ? радиус вектор пространственной точки, ? единичный вектор направления полета нейтрона, E ? энергия нейтрона, t ? момент времени. Для описания взаимодействия нейтронов со средой в рассматриваемой системе используется функция N ? плотность нейтронов ? число нейтронов в единичном объеме около точки фазового пространства. Размерность этой величины ? нейтрон/м3?страд?эВ.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

3 Плотность потока нейтронов

Плотность потока нейтронов

Уравнение переноса нейтронов в реакторе обычно записывают для величины Ф=vN=Ф( , ,E,t), называемой плотностью потока нейтронов (иногда просто потоком нейтронов), где v ? скорость нейтрона. Размерность этой величины ? нейтрон/м2?страд?эВ?с. Газокинетическое уравнение переноса нейтронов в реакторе (надкритической системе) записывают для величины Ф( , ,E) стационарной плотности потока нейтронов. Размерность стационарной плотности потока нейтронов ? нейтрон/м2?страд?эВ?с.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

4 Плотность потока нейтронов

Плотность потока нейтронов

Иногда используется понятие интегрального по углам потока нейтронов: Ф( , E) = Ф( , ,E) Размерность этой величины ? нейтрон/м2? эВ?с. Можно определить понятие полного потока нейтронов в пространственной точке : Ф( ) = Ф( , ,E). Размерность этой величины ? нейтрон/м2?с. Физический смысл величины Ф( ) полного потока нейтронов ? число нейтронов в пространственной точке , за единицу времени пересекающих площадку единичной площади, расположенной перпендикулярно направлению полета нейтронов.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

5 Скорость ядерной реакции

Скорость ядерной реакции

Скорость ядерной реакции является важной характеристикой для описания взаимодействия нейтронов со средой в рассматриваемой системе. Скорость ядерной реакции в некотором объеме системы – число реакций данного типа х , происходящих в единицу времени. Эта величина может быть вычислена как: ( ,E) Ф( , E), где V ? объем системы, ( , Е) – макроскопическое сечение реакции типа х взаимодействия нейтронов с ядрами среды. Размерность этой величины ? 1/с.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

6 Скорость ядерной реакции

Скорость ядерной реакции

При составлении баланса нейтронов в ядерном реакторе записывают распределенную скорость реакции взаимодействия нейтронов с ядрами: ( ,E) Ф( , ,E), т.е. произведение макроскопического сечения взаимодействия и плотности потока нейтронов.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

7 Баланс нейтронов в ядерном реакторе

Баланс нейтронов в ядерном реакторе

Баланс нейтронов в ядерном реакторе (надкритической системе) записывается квазикритическим газокинетическим уравнением переноса. Особенностью квазикритического уравнения переноса нейтронов является отсутствие в нем внешнего источника нейтронов. Обозначив: Ф= Ф( , ,E), = ( , , ), запишем это уравнение в виде: ? + ( ,E) Ф = ? ? ( , ,E? , ) + ? ? ( , ) ( , )

Ф6-01н

Теория переноса излучений

8 Баланс нейтронов в ядерном реакторе

Баланс нейтронов в ядерном реакторе

Физический смысл слагаемых в левой части уравнения следующий: первое ? ( , ,E) описывает миграцию нейтронов в системе, т.е. скорость вылета нейтронов через внешнюю поверхность системы, второе ( ,E) Ф( , ,E) ? увод нейтронов из системы в результате взаимодействия с ядрами среды, т.е. скорость реакции полного взаимодействия нейтронов (взаимодействия всех возможных реакций типа х), ( ,E) – полное макроскопическое сечение взаимодействия.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

9 Баланс нейтронов в ядерном реакторе

Баланс нейтронов в ядерном реакторе

Физический смысл слагаемых в правой части уравнения следующий: первое слагаемое описывает процессы рассеяния нейтронов ядрами среды, приводящие к изменению направления полета и энергии нейтрона на и E, т.е. скорость появления нейтронов за счет всех типов реакции рассеяния нейтронов. Здесь ( , ,E? , ) – дваждыдифференциальное макроскопическое сечение рассеяния (индикатриса рассеяния). второе слагаемое ? скорость появления нейтронов в результате деления ядер среды нейтронами. Здесь к – коэффициент размножения системы. Это слагаемое для квазикритического уравнения переноса нейтронов является единичным источником деления.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

10 Коэффициент размножения в бесконечной среде

Коэффициент размножения в бесконечной среде

Коэффициент размножения в бесконечной среде ko определяет возможность получения цепной самоподдерживающейся реакции в конечном объеме вещества. Только при условии ko > 1 достижимо критическое состояние. Значение ko не может превышать число вторичных нейтронов деления ?, которое намного больше единицы. В реальных средах ko далеко не всегда превышает единицу.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

11 Коэффициент размножения в бесконечной среде

Коэффициент размножения в бесконечной среде

Часто под коэффициентом размножения в бесконечной среде понимают коэффициент размножения бесконечного реактора, набранного из повторяющихся элементов (элементарных ячеек) активной зоны реального реактора. Тогда для вычисления ko можно решить уравнение переноса для следующих условий: 1) рассматриваемая система – элементарная ячейка, 2) на границе ячейки ставится граничное условие отражения (все нейтроны, вылетающие через границу , возвращаются в нее): Ф( , ,E) = Ф( ,– ,E), если ( ? )<0, где - единичный вектор нормали к внешней границе системы в точке в направлении из системы.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

12 ?Gx - групповое сечение процесса типа x определяется:

?Gx - групповое сечение процесса типа x определяется:

gx = где S(E) – спектр свертки (известная функция).

Групповой подход

Ф6-01н

Теория переноса излучений

13 Групповой подход

Групповой подход

Квазикритическое групповое уравнение переноса нейтронов в рассматриваемой системе имеет вид: ? + ?gtot( ) Ф g = ?g (?f?f)g’( ) Фg’ + + ( ,?) Фg’ , где Фg( , ) - поток нейтронов в группе g.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

14 Библиотеки групповых констант

Библиотеки групповых констант

Для решения такого уравнения требуется набор макроскопических групповых констант: ?gtot( ) - полное сечение в группе g; (?f?f)g ( ) - сечение генерации в группе g; ?g = ?(E) - спектр нейтронов деления в группе g; ( ,?) – матрица межгрупповых переводов (дважды дифференциальное сечение рассеяния из группы g’ в группу g). Макроскопические групповые константы получаются из микроскопических групповых констант, помещенных в базу данных, называемой библиотекой групповых констант.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

15 Библиотеки групповых констант

Библиотеки групповых констант

Библиотеки групповых констант формируются на основе данных файлов оцененных ядерных данных для определенного круга расчетных задач с учетом: группового разбиения спектра свертки.

Ф6-01н

Теория переноса излучений

«Плотность потока нейтронов»
http://900igr.net/prezentacija/fizika/plotnost-potoka-nejtronov-225861.html
cсылка на страницу

Классификация элементарных частиц

7 презентаций о классификации элементарных частиц
Урок

Физика

134 темы
Слайды