تاريخ الفيزياء
علماء الفيزياء
الفيزياء الكلاسيكية
الميكانيك
الديناميكا الحرارية
الكهربائية والمغناطيسية
الكهربائية
المغناطيسية
الكهرومغناطيسية
علم البصريات
تاريخ علم البصريات
الضوء
مواضيع عامة في علم البصريات
الصوت
الفيزياء الحديثة
النظرية النسبية
النظرية النسبية الخاصة
النظرية النسبية العامة
مواضيع عامة في النظرية النسبية
ميكانيكا الكم
الفيزياء الذرية
الفيزياء الجزيئية
الفيزياء النووية
مواضيع عامة في الفيزياء النووية
النشاط الاشعاعي
فيزياء الحالة الصلبة
الموصلات
أشباه الموصلات
العوازل
مواضيع عامة في الفيزياء الصلبة
فيزياء الجوامد
الليزر
أنواع الليزر
بعض تطبيقات الليزر
مواضيع عامة في الليزر
علم الفلك
تاريخ وعلماء علم الفلك
الثقوب السوداء
المجموعة الشمسية
الشمس
كوكب عطارد
كوكب الزهرة
كوكب الأرض
كوكب المريخ
كوكب المشتري
كوكب زحل
كوكب أورانوس
كوكب نبتون
كوكب بلوتو
القمر
كواكب ومواضيع اخرى
مواضيع عامة في علم الفلك
النجوم
البلازما
الألكترونيات
خواص المادة
الطاقة البديلة
الطاقة الشمسية
مواضيع عامة في الطاقة البديلة
المد والجزر
فيزياء الجسيمات
الفيزياء والعلوم الأخرى
الفيزياء الكيميائية
الفيزياء الرياضية
الفيزياء الحيوية
الفيزياء العامة
مواضيع عامة في الفيزياء
تجارب فيزيائية
مصطلحات وتعاريف فيزيائية
وحدات القياس الفيزيائية
طرائف الفيزياء
مواضيع اخرى
Neutron Flux
المؤلف:
U.S. Department of Commerce, National Technical Information Service, 1993
المصدر:
The Nuclear Physics and Reactor Theory Handbook
الجزء والصفحة:
...
5-4-2017
2270
Neutron Flux
Macroscopic cross sections for neutron reactions with materials determine the probability of one neutron undergoing a specific reaction per centimeter of travel through that material. If one wants to determine how many reactions will actually occur, it is necessary to know how many neutrons are traveling through the material and how many centimeters they travel each second. It is convenient to consider the number of neutrons existing in one cubic centimeter at any one instant and the total distance they travel each second while in that cubic centimeter. The number of neutrons existing in a cm3 of material at any instant is called neutron density and is represented by the symbol n with units of neutrons/cm3. The total distance these neutrons can travel each second will be determined by their velocity.
A good way of defining neutron flux (Φ) is to consider it to be the total path length covered by all neutrons in one cubic centimeter during one second. Mathematically, this is the equation below.
where:
Φ = neutron flux (neutrons/cm2-sec)
n = neutron density (neutrons/cm3)
v = neutron velocity (cm/sec)
The term neutron flux in some applications (for example, cross section measurement) is used as parallel beams of neutrons traveling in a single direction. The intensity (I) of a neutron beam is the product of the neutron density times the average neutron velocity. The directional beam intensity is equal to the number of neutrons per unit area and time (neutrons/cm2-sec) falling on a surface perpendicular to the direction of the beam.
One can think of the neutron flux in a reactor as being comprised of many neutron beams traveling in various directions. Then, the neutron flux becomes the scalar sum of these directional flux intensities (added as numbers and not vectors), that is, Φ = I1 + I2 + I3 +...In . Since the atoms in a reactor do not interact preferentially with neutrons from any particular direction, all of these directional beams contribute to the total rate of reaction. In reality, at a given point within a reactor, neutrons will be traveling in all directions.
الاكثر قراءة في مواضيع عامة في الفيزياء النووية
اخر الاخبار
اخبار العتبة العباسية المقدسة

الآخبار الصحية
