| ЗАКАЗАТЬ |
Серия "Физика ядерных реакторов"
| Год: | 2010 | 2009 | 2008 | 2007 | 2006 | 2005 | |||
| Выпуск: | 2 | 1 | 1 | 2 | 2 | 2 | |||
2010 г.
ВЫПУСК 2
АННОТАЦИИ:
УДК 621.039.51
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ КИНЕТИКИ МГНОВЕННЫХ НЕЙТРОНОВ В РАЗМНОЖАЮЩИХ СИСТЕМАХ С АКТИВНОЙ ЗОНОЙ ИЗ ПЛУТОНИЯ / В. П. Горелов, В. И. Ильин, А. А. Кайгородов, М. И. Кувшинов, А. В. Панин, Д. П. Пешехонов // C. 3
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
Определены кинетические характеристики (константа Росси-α0, эффективная доля запаздывающих нейтронов ßэф и время жизни мгновенных нейтронов τ0) для «голой» (без отражателя) критической системы из 239Pu (98 %) в δ-фазе. Эксперименты выполнены на критическом стенде ФКБН-2М. Для «голой» сборки из 239Pu (98 %) КС-1 проведено сравнение результатов измерений, полученных во ВНИИЭФ в разное время с использованием различной аппаратуры, с данными для аналогичной американской «голой» сборки из 239Pu (95,5 %) Jezebel (LANL). Результаты всех рассмотренных измерений во ВНИИЭФ не являются противоречивыми и различаются с результатами американских измерений. На основании анализа выполненных на сборке Jezebel экспериментов сделан вывод, что полученные в них значения α0 и τ0 являются ошибочными. Предложена новая интерпретация результатов измерений в LANL, которая обеспечивает возможность устранения ошибки при определении значений α0, τ0 и ßэф для сборки Jezebel (рис. 6, табл. 4, список лит. – 8 назв.).
Ключевые слова: металлический плутоний-239, стенд ФКБН-2М, критическая сборка, реактивность, константа Росси- α0, время жизни мгновенных нейтронов, эффективная доля запаздывающих нейтронов.
EXPERIMENTAL RESEARCHES OF PROMPT NEUTRONS KINETICS IN ASSEMBLIES WITH A CORE OF PLUTONIUM / V. P. Gorelov, V. I. Il’in, A. A. Kaigorodov, M. I. Kuvshinov, A. V. Panin, D. P. Peshekhonov // P. 3
There have being defined kinetic properties (constant Rossi-α0, effective fraction of delayed neutrons ßef and lifetime of prompt neutrons т0) for bare critical assembly of 239Pu (98 %) in δ-phase. The experiments were performed on a critical test bench FKBN-2M. The results obtained at different times in VNIIEF for a bare assembly of 239Pu (98 %) using various equipment types were compared to the data for a similar American bare assembly Jezebel of 239Pu (95,5 %) (LANL). The results of all measurements considered in VNIIEF are not contradictory but differ from the American results. Basing on the analysis of experiments performed on assembly Jezebel there was made a conclusion that the obtained values of α0 and τ0 for Jezebel are mistaken. There is proposed a new interpretation of LANL results that ensures the possibility of mistake elimination at definition the values of α0, τ0 and ßef for Jezebel.
Key words: metal plutonium-239, test bench FKBN-2M, critical assembly, reactivity, constant Rossi- α0, lifetime of prompt neutrons, effective fraction of delayed neutrons.
УДК 621.039.514
УРАВНЕНИЯ КИНЕТИКИ РЕАКТОРА И БУСТЕРА В ТЕРМИНАХ ИНТЕНСИВНОСТИ ДЕЛЕНИЙ / В. Х. Хоружий // C. 14
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
Рассмотрен подробный вывод уравнений точечной кинетики реактора или бустера в терминах интенсивности делений, при котором четко выяснен физический смысл входящего в уравнения кинетики внешнего источника по отношению к размножающей нейтроны системе. Исходным является наиболее общее интегральное уравнение цепной реакции. В результате получены дифференциальные уравнения точечной кинетики со временем генерации при наличии внешнего источника (список лит. – 4 назв.).
Ключевые слова: реактор, бустер, активная зона, внешний источник, точечная кинетика.
EQUATIONS OF REACTOR AND BOOSTER POINT KINETICS IN TERMS OF FISSION INTENSITY / V. Kh. Khoruzhy // P. 14
There is presented a derivation of differential point kinetics equations for reactor or booster at the availability of external source as related to a neutron multiplying system.
Key words: reactor, booster, core, external source, point kinetics.
УДК 519.212.3
НЕКОТОРЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РАСПРОСТРАНЕНИЯ ИЗЛУЧЕНИЙ В СФЕРИЧЕСКИХ АКТИВНЫХ СИСТЕМАХ / Э. Ф. Фомушкин // C. 17
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
С помощью метода геометрических вероятностей проведены вычисления пространственного распределения актов взаимодействия в объеме шарообразного источника излучения (рис. 5, список лит. – 6 назв.).
Ключевые слова: метод геометрических вероятностей, ядерное взаимодействие, источники излучения.
SOME CHАRACTERISTICS OF RADIATION DISTRIBUTION IN THE SPHERICAL ACTIVE SYSTEM / E. F. Fomushkin // P. 17
With the aid of geometrical probabilities method there were made calculations of space distribution of interaction events in the volume of radiation spherical source.
Key words: geometrical probabilities method, nuclear interaction, radiation sources.
УДК 621.039.55
УТОЧНЕННЫЕ УРАВНЕНИЯ ДИНАМИКИ ИМПУЛЬСНОГО РЕАКТОРА БИГР / В. Ф. Колесов, Е. В. Интяпина // C. 22
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
Приведены результаты теоретического исследования, выполненного в целях выяснения причин неудовлетворительного воспроизведения в расчетах реактора БИГР так называемого «плато» (или «хвоста») импульсов делений, в частности, четко выраженных осцилляций мощности реактора на плато. Показано, что с большой вероятностью причина заключается в проявлениях неустойчивости радиального смещения топливных колец или в детерминированной деформации формы их поперечного сечения. Решения модифицированных уравнений динамики реактора БИГР, записанных с учетом этих явлений, удовлетворительно согласуются с экспериментом (рис. 16, табл. 3, список лит. – 8 назв.).
Ключевые слова: реактор БИГР, активная зона, топливные кольца, импульс делений, плато импульса, уравнения динамики реактора, изменения реактивности, неустойчивость смещения топливных колец.
IMPROVED EQUATIONS OF BIGR PULSED REACTOR DYNAMICS / V. F. Kolesov, E. V. Intyapina // P. 22
The paper presents results of a theoretical study performed for the purposes of finding reasons for unsatisfactory reproduction (in calculations of BIGR reactor) of so-called «plateau» (or a «tail») of fission pulses, particularly, distinct oscillations of reactor power on the plateau. It is shown that in all probability the reason is manifestation of instability of fuel rings radial displacement or deterministic deformation of their cross-section form. Solutions of modified equations of BIGR reactor dynamics, recorded taking into account these phenomena, satisfactorily agree with the experiment.
Key words: BIGR reactor, core, fuel rings, fission pulse, pulse plateau, reactor dynamic equation, reactivity changes, displacement instability of fuel rings.
УДК 621.039.53
РАСЧЕТНЫЕ МОДЕЛИ ТОРМОЗНЫХ УСТРОЙСТВ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫХ МЕХАНИЗМОВ РАБОЧИХ ОРГАНОВ ИМПУЛЬСНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ / И. А. Никитин // C. 43
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
Описаны тормозные устройства, применяемые в исполнительных механизмах импульсных ядерных реакторов для снижения ударных нагрузок на органы регулирования реактивности и элементы подвижной системы. Рассмотрены типы и конструктивные особенности пневматических и гидравлических демпферов. Представлены расчетные модели. Показано, что расчетные модели можно использовать при проектировании тормозных механизмов (рис. 13, список лит. – 8 назв.).
Ключевые слова: импульсный ядерный реактор, тормозное устройство, демпфер, расчетные модели, исполнительный механизм, рабочий орган.
CALCULATED MODELS OF BRAKE SYSTEMS (DAMPERS) FOR ACTUATING UNITS OF PULSE NUCLEAR REACTOR CONTROL ELEMENTS I. A. Nikitin // P. 43
There are described brake systems (dampers) applied in executive mechanisms of pulsed nuclear reactors to reduce shock loads on the members of reactivity regulation and moving system elements. The types and design peculiarities of pneumatic and hydraulic dampers are considered. The calculated models are presented. It is demonstrated that calculated models can be used for designing of brake mechanisms.
Key words: pulse nuclear reactor, brake mechanism, damper, calculated models, executive mechanism, work member.
УДК 539.074.8+621.039
ИСТОЧНИК ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ ЭИ-Т-22 РЕАКТОРА БР-1М / А. С. Кошелев1, М. В. Мочкаев1, А. В. Арапов1, В. А. Богданов1, В. Д. Севастьянов2 // C. 52
1ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», 607188, г. Саров Нижегородской обл.
2ФГУП «ВНИИФТРИ», 141570, п. Менделеево Московской обл.
Источник тепловых нейтронов ЭИ-Т-22 для реактора БР-1М ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» реализован в прямоугольной полости 200 х 200 х 1200 мм со свободным выходом, расположенной внутри графитовой призмы 1600 х 1200 х 1100 мм. Энерговыделению 1,0·1017 делений в активной зоне реактора соответствует флюенс тепловых нейтронов 7,90·1011 нейтр./см2 с температурой нейтронов, превышающей температуру замедлителя на 36,5 °С. Протяженность области равномерности флюенса не менее 700 мм (рис. 3, табл. 3, список лит. – 13 назв.).
Ключевые слова: источник тепловых нейтронов, реактор БР-1М, флюенс нейтронов, спектр единичного флюенса, температура нейтронного газа.
THERMAL NEUTRON SOURCE EhI-T-22 OF REACTOR BR-1M / A. S. Koshelev, M. V. Mochkaev, A. V. Arapov, V. A. Bogdanov, V. D. Sevastianov // P. 52
There is described a design, the experimental data used at subsequent certification are presented, and considered the forms of practical application of EhI-T-22 thermal neutron source of a second grade working standard at its joint operation with BR-1M reactor of FSUE «RFNC-VNIIEF».
Key words: thermal neutron source, BR-1M reactor, neutron fluence, single fluence spectrum, neutron gas temperature.
УДК 621.039.571;539.1.084
ПРОСТРАНСТВЕННЫЕ, СПЕКТРАЛЬНЫЕ И ВРЕМЕННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ СПЕЦИАЛИЗИРОВАННОГО ГАММА-ИСТОЧНИКА РЕАКТОРА БР-К1 / А. С. Кошелев, В. Х. Хоружий // C. 61
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
В работе изложены результаты экспериментально-расчетных исследований, направленных на развернутое изучение поглощенной дозы γ-квантов в рабочей области специализированного гамма-источника (СГИ), созданного на базе реактора БР-К1. Целью исследований было совершенствование прикладных возможностей СГИ, связанных с калибровкой γ-детекторов различного типа. Вновь полученные данные в сочетании с ранее известными позволяют расширить количественное описание пространственных, спектральных и временных характеристик поля мгновенных и запаздывающих γ-квантов в СГИ (рис. 4, табл. 3, список лит. – 11 назв.).
Ключевые слова: реактор БР-К1, специализированный гамма-источник, доза, мощность дозы, мгновенные γ-кванты, запаздывающие γ-кванты.
SPACE, SPECTRAL AND TIME CHARACTERISTICS OF A SPECIALIZED GAMMA-SOURCE OF BR-K1 REACTOR / A. S. Koshelev, V. Kh. Khoruzhy // P. 61
There are presented space, spectral and time characteristics of a specialized gamma-source of BR-K1 reactor required at calibration of dose detectors and detectors of gamma-radiation dose rate intended to be used in radiation fields of RFNC-VNIIEF reactor facilities.
Key words: reactor BR-K1, specialized gamma-source, dose, dose rate, prompt gamma-quanta, delayed gamma-quanta.
УДК 539.1.03:621.039.514
ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННОЙ ЧУВСТВИТЕЛЬНОСТИ ГАММА-ДЕТЕКТОРОВ / А. С. Кошелев, В. Х. Хоружий // C. 69
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
Аргументирован выбор в качестве меры сопоставимости спектров нейтронов по воздействию на детекторы γ-излучения полной поглощенной дозы в материале детектора.
Определена форма представления функционала нейтронного воздействия как системы коэффициентов преобразования спектра флюенса нейтронов в соответствующую ему поглощенную дозу.
Представлены расчетные версии функционалов нейтронного воздействия в энергетическом формате КАСКАД для восьми избранных дозиметрических материалов и реализуемые в них поглощенные дозы для четырех типизированных спектральных представлений флюенса нейтронов из состава полей излучений реактора БР-К1 (рис. 8, табл. 9, список лит. – 13 назв.).
Ключевые слова: спектр нейтронов, гамма-дозиметр, мера сопоставимости, полная поглощенная доза, функционал нейтронного воздействия.
TO THE CHOICE OF THE MEASURE OF COMPARATIVE NEUTRON SENSITIVITY / A. S. Koshelev, V. Kh. Khoruzhy // P. 69
There is discussed the possibility of using complete absorbed neutron dose in detector material as a measure of neutron spectra comparability by the effect to gamma-radiation detectors. There are presented group functionals of neutron effect for eight dosimetric materials.
Key words: neutron spectrum, gamma-dosimeter, measure of comparability, complete absorbed dose, neutron effect functional.
УДК 621.039.562
МОДЕРНИЗИРОВАННАЯ АВТОМАТИЗИРОВАННАЯ СИСТЕМА КОНТРОЛЯ, УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ ИЯР РАСТВОРНОГО ТИПА / О. А. Мингазов // C. 83
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ», 456770, г. Снежинск Челябинской обл.
В статье рассмотрены вопросы построения структуры модернизированной СУЗ реактора ЯГУАР и ее технической реализации. Представлен состав СУЗ, описаны каналы измерений и программное обеспечение (рис. 6, список лит. – 2 назв.).
Ключевые слова: система управления и защиты реактора, реактор ЯГУАР, программное обеспечение, каналы измерений.
MODERNIZED AUTOMATED SYSTEM OF CONTROL, GOVERNING AND PROTECTION OF PULSED WATER-SOLUTION REACTOR / O. A. Mingazov // P. 83
Issues of building a structure of YAGUAR modernized pulse nuclear reactor and its technical implementation are discussed. Measuring channels and software are described.
Key words: system of reactor governing and protection, YAGUAR reactor, software, measurement channels.
УДК 621.039
ТЕСТОВЫЙ ПРИМЕР ПРОВЕРКИ ПРОГРАММНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ ДЛЯ РАСЧЕТА ВЕРОЯТНОСТИ РАЗРУШЕНИЯ (ПН-1.1) С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ МЕТОДИКИ А. Р. РЖАНИЦЫНА / А. Ю. Кузьмичевский, А. Ф. Гетман // C. 89
ОАО «ВНИИАЭС», 109507, г. Москва
Описан метод оценки ресурса оборудования и трубопроводов АЭС в вероятностном аспекте. Метод является развитием классического подхода Ржаницына А. Р. к определению вероятности разрушения конструкции при статических нагрузках. Метод позволяет учитывать качество конструкций, оборудования и трубопроводов по критерию их дефектности, в том числе после проведения неразрушающего контроля и ремонта выявленных дефектов.
На основе метода разработан один из модулей вычислительного комплекса на основе Maple 12, позволяющий проводить расчет вероятностей разрушения, течей и дефектов оборудования и трубопроводов АЭС, оптимизацию их неразрушающего контроля и технического обслуживания во время эксплуатации.
Даны примеры оценки ресурса и вероятности разрушения элементов оборудования АЭС (рис. 3, список лит. – 3 назв.).
Ключевые слова: ресурс оборудования АЭС, метод оценки ресурса, вероятность разрушения, циклическое нагружение.
TEST EXAMPLE OF CHECK OF THE SOFTWARE FOR CALCULATION OF PROBABILITY OF DESTRUCTION (ПН-1.1) WITH USE OF A. RZHANITSYN’S METHODOLOGY / А. Yu. Kuz’michevskiy, A. F. Getman // P. 89
The method of the resource estimation of equipment and pipelines of nuclear power plants in probability aspect is described.
The method is development of the classical approach of A. Rzhanitsyn to definition of probability of destruction of a design at static loadings.
The method allows to consider quality of designs, the equipment and pipelines by criterion of their faultiness, inclu-ding after carrying out of non-destroying test and repair of the revealed defects.
Based on the method developed by one of modules of the computer complex based on the Maple 12 to carry out the calculation of the probability of destruction, leaks and defects in equipment and pipelines of nuclear power plant, optimization of non-destructive testing and maintenance during operation.
There are examples of resource assessment and the probability of destruction of nuclear power plant equipment.
Key words: equipment resource of atomic power plant, resource evaluation method, destruction probability, cyclical loading.
УДК 621.039.51
НЕЙТРОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ КРИТИЧЕСКИХ СБОРОК ИЗ 235U (89,6 %) и 239Pu БЕЗ ОТРАЖАТЕЛЕЙ / А. А. Малинкин, В. А. Давиденко, В. Ф. Колесов, М. И. Кувшинов, Б. Д. Сциборский // C. 95
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
Приведены результаты исследования пространственно-энергетических распределений нейтронов и полных чисел реакции для сферических критических сборок из 235U (89,6 %) и 239Рu без отражателей. Исследование проведено на основе измерения плотностей и эффективных сечений различных энергочувствительных реакций, для которых с хорошей точностью известен ход сечений в зависимости от энергии монохроматических нейтронов. Использовались реакции деления 235U, 233U, 238U, 239Рu, 240Рu, 237Np, 232Th и реакции 32S (np), 238U (n2n), 232Th (n2n), 238U (n-γ), 197Au (n-γ), 6Li (n-α), 10В (n-α). Приведены также некоторые локальные и средние для всей активной зоны интегральные спектральные характеристики нейтронов (рис. 4, табл. 3, список лит. – 7 назв.).
Ключевые слова: критические сборки, нейтронные характеристики критических сборок, уран-235, плутоний-239, сечения ядерных реакций, спектр нейтронов, энергочувствительные реакции, метод восстановления спектра.
NEUTRON CHARACTERISTICS OF CRITICAL ASSEMBLIES MADE OF 235U (89.6 %) AND 239Pu WITHOUT REFLECTORS / A. A. Malinkin, V. A. Davidenko, V. F. Kolesov, M. I. Kuvshinov, B. D. Stciborski // P. 95
The article presents results of studying of energy-spatial neutron distributions and total reaction numbers for spherical critical assemblies made of 235U (89.6 %) and 239Рu without reflectors. The study was performed on the basis of measurement of densities and efficient cross-sections of different energy-sensitive reactions for which a dependence of cross-sections on energy of monochromatic neutrons is known with good precision. There were used fission reactions of 235U, 233U, 238U, 239Рu, 240Рu, 237Np, 232Th and reactions of 32S(np), 238U(n2n), 232Th(n2n), 238U(n-γ), 197Au(n-γ), 6Li(n-α), 10В(n-α). Some local and average (for the entire core) integral spectral neutron characteristics are also reported.
Key words: critical assemblies, neutron characteristics of critical assemblies, uranium-235, plutonium-239, nuclear reactions cross-sections, neutron spectrum, energy sensitive reactions, spectrum recovery method.
УДК 621.039.51
НЕЙТРОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ КРИТИЧЕСКИХ СБОРОК ИЗ 235U (36 %), 235U (89,6 %), 239Рu и 233U С УРАНОВЫМ ОТРАЖАТЕЛЕМ / А. А. Малинкин, В. А. Давиденко, В. Ф. Колесов, М. И. Кувшинов, Б. Д. Сциборский // C. 102
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
Приведены результаты исследования пространственно-энергетических распределений нейтронов и полных чисел реакций для сферических критических сборок из 235U (36 %), 235U (89,6 %), 233U, 239Рu и с толстым отражателем из урана естественного изотопного состава. Исследование проведено на основе измерения плотностей и эффективных сечений различных реакций, для которых с хорошей точностью известен ход сечения в зависимости от энергии монохроматических нейтронов. Использовались реакции деления 235U, 233U, 238U, 239Рu, 237Np, 232Тh и 240Рu и реакции 32S(np), 238U(n2n), 232Тh(n2n), 238U(nγ), 197Au(nγ), 6Li(nα), 10B(nα). Приведены некоторые локальные и средние по объему сборок интегральные спектральные характеристики нейтронов, а также коэффициенты размножения и воспроизводства для ограниченного и бесконечного уранового отражателя (рис. 10, табл. 5, список лит. – 7 назв.).
Ключевые слова: критические сборки, нейтронные характеристики критических сборок, уран - 235, плутоний - 239, сечения ядерных реакций, спектр нейтронов, энергочувствительные реакции, метод восстановления спектра.
NEUTRON CHARACTERISTICS OF CRITICAL ASSEMBLIES MADE OF 235U (36 %), 235U (89.6 %), 239Pu AND 233U WITH URANIUM REFLECTOR / A. A. Malinkin, V. A. Davidenko, V. F. Kolesov, M. I. Kuvshinov, B. D. Stciborski // P. 102
The article presents results of a study of energy-spatial neutron distributions and total reaction numbers for spherical critical assemblies made of 235U (36 %), 235U (89,6 %), 233U and 239Рu and for those with thick reflectors made of uranium of natural isotopic composition. The study was performed on the basis of measurement of densities and efficient cross-sections of different reactions for which a dependence of cross-sections on energy of monochromatic neutrons is known with good precision. There were used fission reactions of 235U, 233U, 238U, 239Рu, 237Np, 232Тh and 240Рu and reactions 32S(np), 238U(n2n), 232Тh(n2n), 238U(nγ), 197Au(nγ), 6Li(nα), 10B(nα). Also presented are some local and average (over the assemblies’ volume) integral spectral neutron characteristics, as well as multiplication and reproduction factors for a restricted and infinite uranium reflector.
Key words: critical assemblies, neutron characteristics of critical assemblies, uranium-235, plutonium-239, nuclear reactions cross-sections, neutron spectrum, energy sensitive reactions, spectrum recovery method.
УДК 621.039.51
ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМУЩЕНИЙ РЕАКТИВНОСТИ В ПРОСТЫХ КРИТИЧЕСКИХ СБОРКАХ / А. А. Малинкин, В. А. Давиденко, В. Ф. Колесов // C. 113
ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»
Приведены результаты измерения возмущений реактивности от малых образцов различных веществ в сферических сборках из 235U (89,6 %) без отражателя (KC-1), из 239Рu без отражателя (КС-2) и из 239Рu с отражателем из естественного урана
(КС-5). Дана интерпретация опытов на основе одногрупповой теории возмущений. Получены значения одногрупповых параметров (ν-1)σf-σс, σtr, νσf+σstr исследуе мых возмущающих веществ для активных зон сборок. Приведены формулы связи возмущений реактивности от поглощающего или делительного образца с временем жизни мгновенных нейтронов. С их помощью оценены времена жизни мгновенных нейтронов для KC-1 и КС-2 (рис. 3, табл. 4, список лит. – 7 назв.).
Ключевые слова: критические сборки, возмущения реактивности, малые образцы, уран-235, плутоний-239, естественный уран, одногрупповая теория возмущений.
INVESTIGATION OF REACTIVITY PERTURBATIONS IN SIMPLE CRITICAL ASSEMBLIES / A. A. Malinkin, V. A. Davidenko, V. F. Kolesov // P. 113
The article reports results of perturbation measurements of reactivity of small samples of different matters in spherical assemblies made of 235U (89.6 %) without a reflector (KS-1) and those of 239Pu without reflector (KS-2) and 239Pu with reflector made of natural uranium (KS-5). Interpretation of experiences basing on one-group perturbation theory is presented. Values of one-group parameters (ν-1)σf-σс, σtr, νσf+σstr of studied perturbation matters for assemblies’ cores are given. Here are also given relations of coupling between reactivity perturbation of an absorbing or fission sample and lifetime of prompt neutrons. Lifetimes of prompt neutrons for KS-1 and KS-2 are estimated with their aid.
Key words: critical assemblies, reactivity disturbances, small samples, uranium-235, plutonium-239, natural uranium, one-group perturbation theory.
| ЗАКАЗАТЬ |
| Год: | 2010 | 2009 | 2008 | 2007 | 2006 | 2005 | |||
| Выпуск: | 2 | 1 | 1 | 2 | 2 | 2 | |||