Нейтроны реакторы

СКОЛЬКО частей. При этом делении высвобождается большое количество энергии (примерно 200 Мэе при расщеплении одного ядра). Продукты деления образуют по крайней мере два-три нейтрона, способные в определенных условиях вызвать дальнейшее деление ядер урана. Однако они могут также принимать участие в нежелательных реакциях (могут быть поглощены или покидают систему). Следовательно, обязательным условием поддержания цепной реакции в реакторе является выделение каждым расщепленным ядром хотя бы одного нейтрона для деления следующего ядра. Условие поддержания процесса деления характеризуется коэффициентом размножения нейтронов реактора, т. е. отношением числа всех образующихся при делении в определенном поколении нейтронов к числу нейтронов предыдущего поколения, вызвавшего это деление. [c.549]

Здесь к = (Я /Я2) (А — — коэффициент, аналогичный коэффициенту размножения нейтронов реактора. Решение уравнения имеет вид [c.581]

Наибольшую чувствительность определения по некоторым элементам можно получить при помощи активационного анализа [204, 588]. Концентрирование рзэ в 20 раз предлагается проводить экстракцией раствором НС1 из хлороформного раствора основного ацетата Ве, при котором извлекается 95—98% группы рзэ и другие примеси. После облучения — 100. иг концентрата в потоке нейтронов реактора рзэ с добавленным носителем очищают обычными реакциями осаждения гидроокисей и оксалатов и через три дня регистрируют излучение Чувствительность определения [c.253]

Длина релаксации Ь быстрых нейтронов реактора или нейтронов от источника спектра деления в воде, графите, свинце и железе (г/см ) [1] [c.57]

Нуклид Реактор на тепловых нейтронах Реактор на быстрых нейтронах [c.232]

При облучении тория нейтронами реактора происходит реакция [c.285]

При определении микроэлементов в нефтях, нефтепродуктах НАА в основном используется ядерная реакция радиоактивного захвата, которая происходит с тепловыми нейтронами реактора, где градиент потока нейтронов связан с общей неоднородностью нейтронного поля. В связи с этим при выполнении анализов возникает погрешность, связанная с неоднородностью тепловой составляющей потока нейтронов в рабочем канале реактора. Для учета данной погрешности использовали монитор потока нейтронов в виде алюминиевой проволоки диаметром 2 мм товарного сорта, располагая ее в центре по длине контейнера. Монитор потока нейтронов выбран на основании предварительного качественного анализа проволоки на однородность распределения примесей в ней. Для этого облучали 25 отрезков проволоки длиной 10 мм, взятых с разных ее участков, и проводили измерения наведенной активности радионуклидов с наименьшей погрешностью (большой статистикой счета, одинаковой геометрией измерения и т. д.). [c.111]

Реакторы на тепловых нейтронах Реакторы-размножители [c.21]

Что касается активационного анализа с помош,ью заряженных частиц и жесткого 7-излучения, то первоначально эти методы развивались довольно медленно. Это положение — следствие ряда факторов, среди которых наиболее существенным оказалось незначительное распространение соответствующих ускорительных установок. Важным обстоятельством явилось и то, что в большинстве случаев по своей максимальной чувствительности эти методы не могут конкурировать с активационным анализом на тепловых нейтронах реактора. [c.8]

Рис. 14. Дифференциальный спектр нейтронов реактора QTR

Уже многократно подчеркивалось, что активационный анализ с использованием тепловых нейтронов реактора — один из наиболее чувствительных аналитических методов. Чувствительность активационного определения элементов зависит от целого ряда факторов и может быть рассчитана, исходя из уравнения (2.13). Чтобы обсудить влияние этих факторов на чувствительность, перепишем это уравнение в несколько ином виде [c.114]

Мешающие реакции при облучении нейтронами могут протекать и под действием заряженных частиц, образующихся либо в результате ядерных реакций макрокомпонентов, либо как ядра отдачи при столкновении быстрых нейтронов с ядрами легких элементов. Например, реакция 0- (р, n)Ni , протекающая на протонах отдачи, ограничивает чувствительность определения азота в органических соединениях [101]. Так, даже в чистом от азота органическом веществе возникает активность которая соответствует содержанию 0,01—0,05% азота, в то время как теоретическая чувствительность реакции 2n)Ni при облучении быстрыми нейтронами реактора составляла 10- %. [c.133]

Помимо указанных выше ядерных процессов, для получения радиоактивных изотопов в реакторе можно воспользоваться так называемыми вторичными ядерными реакциями. В случаях вторичных реакций бомбардирующими частицами служат протоны, дейтоны или тритоны, которые генерируются при реакциях (л, р), (п,с1) и (n,t), а также получаются в результате соударений быстрых нейтронов реактора с атомами обычного или тяжелого водорода, присутствующими в облучаемом образце. В качестве примера можно назвать получение изотопа Ве по реакциям В 0(р, а)Ве ЬР(р, л)Ве и л)Ве при облучении НзВ Юз, Ь1 0Н и ЬЮВ в ядерном реакторе. [c.670]

Требованиям высокой удельной активности удовлетворяют изотопы, образуемые по реакциям (п,р) и (и, а), а также изотопы, возникающие путем захвата нейтрона с последующей эмиссией р-частиц. Полученный радиоактивный изотоп может быть легко выделен из больших масс соседнего элемента мишени химическими методами. Выходы ядерных реакций п,р) и (га, а) при облучении на медленных нейтронах достаточно велики лишь в случаях изотопов наиболее легких элементов. Для всех других элементов реакции с выбрасыванием протонов или а-частиц могут быть осуществлены только на быстрых нейтронах, доля которых в общем потоке нейтронов реактора невелика. Поэтому выход радиоактивных изотопов со средними и большими массовыми числами по реакциям (я, р) и (я, а) в реакторах обычного типа является небольшим. [c.671]

Для уменьшения радиолиза под действием быстрых нейтронов реактора целесообразно использовать тепловую колонну реактора или реактор с меньшей долей быстрых нейтронов, например реактор с тяжеловодным замедлителем. [c.493]

Нефть и газ Уголь Деление ядер реакторы на тепловых нейтронах реакторы на быстрых нейтронах Синтез ядер дейтерий-литиевый цикл дейтериевый цикл Солнечная энергия (на Земле в год) 20-30 150-400 17-23 800-1200 1,2 10 -1 10 3 ю 2700 [c.18]

По нашему твердому убеждению, активационный анализ будет оставаться курьезом в арсенале аналитических средств до тех пор, пока не будут разработаны методы, позволяющие проводить анализ образцов не более чем за день, а еще лучше за час и менее. Для этой цели необходимо использовать-короткоживущие изотопы, которые раньше применяли, как правило, очень редко. Это значит также, что каждая аналитическая лаборатория должна располагать источниками нейтронов (реакторами, генераторами или портативными источниками) для проведения анализа образцов без помощи со стороны других лабораторий. [c.152]

Определение тантала и вольфрама в боре методом активации нейтронами реактора. [c.274]

При облучении нейтронами образца, содержащего гафний, в результате захвата нейтрона стабильными изотопами образуются четыре радиоактивных изотопа с полупериодами распада — 70 дней, — 19 сек, ВД — 5,5 ч, Hf — 44,6 дней [101, 106]. Каждый из радиоактивных изотопов можно использовать для определения содержания гафния. При работе с короткоживущим изотопом анализ проходит в течение нескольких минут, но только вблизи нейтронного реактора, где осуществляется быстрая доставка образца от источника нейтронов до места анализа. Была показана возможность использования изотопа для определения гафния в случае слабого источника нейтронов с чувствительностью 5% [102]. Более сильные потоки нейтронов, получаемые в современных ядерных реакторах, увеличивают чувствительность до пределов, необходимых для анализа реакторно-чистых материалов. Так, отмечается, что по короткоживущему изотопу чувствительность определения в 1 г образца составляет 10- —10- % [103, 104]. [c.443]

Следует подчеркнуть, что каждая стадия, отмеченная на рис. 7, дает только общее представление о выполняемой операции, которая в конкретной схеме анализа может иметь весьма специфический характер. Обсуждение особенностей конкретных методик трудно совместить, поэтому общий ход анализа здесь будег показан на примере определения малых концентраций элементов (менее Ю %) при облучении тепловыми нейтронами реактора. Методические особенности других важных случаев будут отмечены в соответствующих разделах. [c.44]

Для примера на рис. 15 приведен истинный дифференциальный спектр нейтронов реактора GTR с водой в качестве замедлителя [91]. Там же показано влияние различных фильтров на спектр нейтронов. Дифференциальные измерения спектра нейтронов довольно сложны, к тому же в аналитических исследованиях в них нет необходимости, поэтому обычно прибегают к оценке интегральных потоков нейтронов с энергией выше некоторого значения. В табл. 4 приведены плотности интегральных [c.74]

Экспоненциальная зависимость ослабления потока нейтронов от величины сечения поглощения при изменении последней по закону 1/у приводит к тому, что борный фильтр обеспечивает достаточно четкую границу поглощения, ниже которой поток нейтронов ослабляется в значительной степени. Увеличение толщины фильтра перемещает границу поглощения дальше в область более высоких энергий, что приводит к возрастанию средней энергии нейтронов, проходящих через фильтр (с.м. рис. 15). Борный фильтр приходится применять в сочетании с кадмиевым в связи с тем, что необходимо уменьшить количество тепла, выделяющегося в результате экзоэнергетической реакции °В(л2, a) Li. Активация элементов нейтронами реактора с фильтром 0,5 мм d + 2 мм ВС4 (бор природного изотопного состава) исследована в работе [96]. С таким фильтром удельная [c.82]

Быстрые нейтроны реактора обеспечивают наиболее высокую-чувствительность, которая на один-два порядка может превосходить чувствительность, достигаемую с нейтронным генератором (14 Мэв нейтроны) [65]. Однако сложность работы со смешанным потоком нейтронов затрудняет широкое применение реакторов для активационного анализа на быстрых нейтронах. [c.88]

Интерферирующие ядерные реакции первого порядка. При облучении тепловыми нейтронами реактора протекает основная реакция 2 А )г Однако присутствие в потоке некоторой доли быстрых нейтронов и жестких у Квантов может вызвать целый ряд интерферирующих ядерных реакций типа 1) ,,А(п, р) А 2) 2 А(п, а) А 3) + А(п, А [c.103]

Источником заряженных частиц могут быть также упругие столкновения быстрых нейтронов с ядрами некоторых легких элементов. Доля уносимой ядром энергии нейтрона уменьшается с увеличением. массы ядра и угла столкновения. Наибольшую энергию быстрый нейтрон передает протону при лобовом столкновении, в этом случае энергия протона отдачи оказывается равной начальной энергии нейтрона. Таким образом, облучая водородсодержащее соединение быстрыми нейтронами реактора, можно получить поток протонов отдачи со сплошным энергетическим спектром, простирающимся до максимальной энергии нейтронов деления. [c.142]

За некоторыми исключениями тепловые (индекс т ) и эпитермические (индекс эпи ) нейтроны вызывают аналитические реакции (п,7)-типа. Поэтому высокое значение отношения Фт/Фб (где Фб — поток быстрых нейтронов) является для НАА преимуществом. Поскольку в спектре нейтронов реактора имеются тепловые и эпитермические нейтроны, уравнение 8.4-4 приобретает вид [c.118]

ИНАА предпочтительно применять, если полученные из основы радионуклиды с высокой активностью распадаются со слабым испусканием или вообще без испускания 7-излучения и высокоэнергетического /3-излучения. Например, при облучении нейтронами реактора проб, содержащих в качестве компонента основы железо, за счет реакции Ге(п,7) Ге образуется высокая активность Ге. Единственным излучением, испускаемым при распаде Ге, является характеристическое рентгеновское излучение Мп низкой энергии, которое можно легко дискриминировать, чтобы устранить влияние на мертвое время. 7-Спектрометрические измерения часто можно проводить без существенных помех в присутствии слабого /3-излучения, так как оно дает вклад в фоновый сигнал за счет тормозного излучения только в области низких энергий. [c.123]

Просвечивание изделий Рентгеновские аппараты, гамма-дефекто-скопы, линейные и циклические ускорители, источники нейтронов (реакторы, генераторы), пленки радиографические, экраны усиливающие Штативные устройства, эталоны чувствительности, знаки маркировочные, кассеты гибкие и жесткие, держатели кассет, приспособления для резки пленок [c.59]

Эта реакция используется в ядерных реакторах для получения вторичного топлива, поскольку ядра Ри делятся тепловыми нейтронами, а также для получения оружейного плутония, применяемого в атомных и термоядерных бомбах. Дальнейшая активация Ри нейтронами реактора приводит к получению тяжелых изотопов плутония ( " Ри, Ри, Ри) и еще более тяжелых атомных ядер изотопов амершщя, кюрия и др. Активность актиноидов, накапливающихся в реакторе за время кампании, составляет примерно 25 % от суммарной активности продуктов деления. Активация нейтронами стабильного изотопа Сз, образующегося при делении с выходом 6,6 %, приводит к накоплеьшю радиоактивного (2,062 г.). Поскольку накапливается в реакторе при активации, а при ядерных взрывах он не образуется, то отношение активностей С8 в пробах, взятых из атмосферного воздуха, грунта или водной среды, является важным тестом для определения источника выброса радиоактивных веществ — аварии ядерного реактора или взрыва ядерного устройства. Во время работы реактора за счет активации нейтронами конструкционных материалов накапливаются и другие не менее важные радионуклиды Ре (2,7 г.) и Со (5,27 г.). [c.158]

Для примера на рнс. 14 приведен истинный дифференциальный спектр нейтронов реактора GTR с водой в качестве замедлителя [86]. На рисунке показано также влияние различных фильтров на спектр нейтронов. Для работ по активационному анализу часто желательно знать интегральный поток нейтронов, энергия которых лежит выше определенной величины. В таСл. 4 приведены интегральные потоки нейтронов, получаемых в различных каналах исследовательского реактора TRIGA [871. Реактор TRIGA имеет мощность 250 кет и дает максимальный поток тепловых нейтронов 4,9-10 нейтрон см сек). [c.61]

Примером успешного использования быстрых нейтронов реактора может служить метод, предложенный Леонхард-том [102] для определения фтора в рафинированном титане. Образец (вес - 1 г) и стандарт облучают 3—10 ч в реакторе [поток нейтронов с н>1 Мэе равен 3-10 нейтрон [см -сек)] для определения используют реакцию [c.70]

Основной проблемой существуюш,его способа производства осколочного 99мо является необходимость извлечения облучённого топливо из активной зоны реактора и его полная радиохимическая переработка. Если бы имелась возможность не удаляя топливо из реактора избирательно выводить из него только Мо или небольшую группу осколочных элементов, то технологический процесс упростился бы, стал бы более безопасным и сопровождался суш,ественно меньшим количеством радиоактивных отходов. Такие эксперименты начали проводить в конце 80-х в Россендорфе. Здесь было сконструировано мишенное устройство, содержащее обогащённый уран-235, которое облучалось тепловыми нейтронами реактора и из которого было возможно выделение летучих осколков, в частности молибдена-99, из-за разогрева за счёт тепла, выделяемого в реакции деления. Внешняя оболочка капсулы была сделана из нержавеющей стали. [c.522]

Сравнение эффективности трансмутации актинидов в твер-дотвэльном и жидкотопливном реакторах. При работе реактора тепловой мощностью 1000 МВт в течение 7000 часов в году в нём делится примерно 300 кг актинидов. В быстром спектре нейтронов реактор может работать в критическом режиме при загрузке в него только минорных актинидов (МА — Ыр, Ат, Ст). Поэтому в твердотвэльном и жидкотопливном реакторах с быстрым спектром нейтронов в течение года будет сгорать по 300 кг МА на 1000 МВт тепловой мощности. [c.170]

Чувствительность нейтронного активационного анализа на медленных нейтронах реактора с потоком 10 частицаЦсм сек) при облучении в течение 10 ч [c.561]