Ядерные реакторы описание

Множество заряженных (например, альфа- и бета-) и не имеющих заряда частиц использовалось в качестве снарядов для бомбардировки ядер. Какие вы видите преимущества и недостатки каждого из них Как можно контролировать скорость этих частиц Как они наводятся на цель Тема вашего исследования должна по возможности включать описание электростатических генераторов, циклотронов и линейных ускорителей. Интересно было бы затронуть и роль ядерных реакторов в синтезе новых изотопов. [c.336]

Описание лабораторий для работ первого класса ие входит в нашу задачу, так как такие работы проводятся только при активационном анализе, с использованием ядерного реактора. [c.330]

Взаимодействие пропана с этиленом изучали также в описанной выше специальной камере высокого давления, применяя облучение электронами (14. 10 ра5/ч), полученными в ускорителе Ван-де-Граафа. К сожалению, не были точно воспроизведены условия (за исключением параметров облучения), которые применялись в работах по облучению в ядерном реакторе. Однако при 399° С, общем избыточном давлении 10,5 ат и продолжительности реакции 1 мин была достигнута степень превращения сырья около 2% вес. Продукт содержал 13% i + Са, 28% пропилена, 20% бутена и 39% изопентана. Избирательность в этом опыте и в опытах по радиационному алкилированию при 399° С в ядерном реакторе (табл. 6) несколько различалась, но, вероятно, гораздо важнее отметить обнаруженные сходства. Поскольку геометрические (отношение поверхность объем) и прочие параметры реактора неизбежно отличались от применявшихся в работах, результаты которых показаны в табл. 6, возможно только качественное сравнение облучения электронами с другими методами инициирования. [c.131]

Математическое описание и физическая сущность химических разветвленно-цепных процессов и процессов ядер-ного деления в стационарных (ядерный реактор) и нестационарных (атомная бомба) условиях практически совпадают. [c.227]

В данном обзоре мы ограничимся течениями описанных выше видов. Это значит, что здесь не будет рассматриваться формирование пузырькового течения теплоносителей ядерных реакторов, когда пузыри пара велики и основную роль играет теплообмен. [c.69]

В отличие от фотохимии, которая для воздействия на вещество использует только фотоны со сравнительно низкой, порядка 1—10 эв энергией, радиационная химия располагает для этого весьма большим набором высокоэнергетических частиц с энергией 10 —10 ав. К ним относятся -у-кванты, быстрые электроны, быстрые ядра — протоны, дейтоны, тритоны, а-частицы, осколки деления и нейтроны. Для получения этих частиц используются ускорители, ядерные реакторы, рентгеновские трубки и изотопные источники излучения. Подробное описание источников ионизирующих излучений и методов их использования в радиационно-химических исследованиях можно найти в монографиях [37, 48, 374].. [c.360]

Установка радиационной полимеризации этилена, описанная в литературе [13], имеет производительность 27 тыс. т год. Источником облучения служат продукты деления, образующиеся в ядерном реакторе. Полимеризация ведется при 20—25° С и давлении 20 ат в цилиндрическом реакторе в среде растворителя, которым выносится суспендированный полимер. Пройдя реакционную зону, суспензия полимера отфильтровывается от растворителя, а непрореагировавший этилен вновь направляется в реакцию. [c.71]

Кроме описанных способов получения радиоактивных изотопов в ядерном реакторе возможно проведение вторичных ядерных ре- [c.240]

Ниже будут рассматриваться две группы источников а) ускорители заряженных частиц и б) радиоактивные изотопы и ядерные реакторы. В отношении первой группы ограничимся описанием высоковольтного генератора Ван-де-Граафа и линейного ускорителя и лишь упомянем другие типы ускорителей. [c.70]

Аффинаж тория. Ториевый концентрат, получаемый после кислотной или щелочной обработки монацита, слишком загрязнен, чтобы его можно было использовать в ядерных реакторах. Для отделения тория от редких земель и его очистки существует несколько методов, основанных на жидкостной экстракции. В табл. 5. 8 приведен перечень описанных в литературе систем, применяемых при очистке тория методом экстракции. [c.191]

Применение хлоридов металлов в качестве мишени в ядерном реакторе приводит к образованию радиоактивных серы и фосфора, разделение которых после их растворения и окисления производят описанным выше методом. [c.264]

Sr может быть получен также нейтронным облучением стронция по реакции Sr (и,у) и иттрия по реакции Y (я, р) Sr в ядерном реакторе. Очистку его в этом случае проводят описанным выше путем. [c.268]

Кроме описанной выше реакции получеиия цинка бомбардировкой меди дейтронами, он может быть получен облучением металлического цинка нейтронами в урановом ядерном реакторе или дейтронами на циклотроне. [c.276]

Выше был описан пример неконтролируемой ядерной цепной реакции. Однако реакции, важные для мирного использования атомной энергии , — это контролируемые ядерные цепные реакции. Условия этих процессов таковы, что только один из получающихся нейтронов в каждом процессе деления может привести к дальнейшему распаду, так что реакция не может выйти из-под контроля. Реакции проводят в ядерных реакторах, или в атомных котлах, внутри которых имеется постоянный поток [c.172]

Для автоматизации процесса анализа с выдачей результатов на специальных картах в США используют описанные в докладах установки "Марк 1-1а" на базе ядерного реактора и установки "Марк 2" с четырьмя детекторами, многоканальным анализатором и с "магнитной памятью" для записи величин тивностей короткоживущих изотопов. [c.3]

Так, в одном из первых сообщений об этом методе был описан анализ алюминиевого сплава [13] (эксперимент выполняли без ЭВМ). Небольшой образец (массой около 25 мг) на 5 мин помещали в ядерный реактор. Затем регистрировали ак- [c.516]

В преобразователе, описанном в работе [85], был применен плутоний 239, образующийся в ядерных реакторах. Он имеет период полураспада Т = 25000 лет, не дает газообразных продуктов радиоактивного распада, его у-излучение обладает малой интенсивностью и поэтому легко поглощается стенками прибора. Плутоний более безопасен, чем радий, но менее активен и требуется в больших количествах. Неудобство применения плутония состоит в том, что в процессе радиоактивного распада он испускает атомы урана 235, которые имеют относительно низкую энергию 80—100 кэв и весьма малую длину полного пробега в газе. Наличие такого излучения делает градуировочную характеристику манометрического преобразователя нелинейной при значительно более низких давлениях, чем в случае применения радия. Для борьбы с излучением урана 235 наносят на плутоний нерадиоактивную пленку (обычно из алюминия толщиной 6 мк), которая, поглощая атомы урана 235, пропускает а-частицы. При этом чувствительность манометрического преобразователя уменьшается [c.145]

Описанный метод широко применяется для изготовления крупных полиэтиленовых экранов блоков и панелей, используемых для защиты от нейтронного облучения при обслуживании ядерных реакторов [59]. [c.149]

Описанный выше процесс зависит от наличия радиоактивного атома на конце молекулы, но можно провести опыт и иначе. Например, особым путем атом брома может быть локализован на конце молекулы. Бомбардировкой нейтронами, полученными в ядерном реакторе, можно достичь очень высокой радиоактивности атомов брома, и их активность можно легко измерить, минуя, таким образом, стадию окисления, а следовательно, И разрушения образца. [c.62]

Описанные в литературе методы определения лития в алюминиево-литиевых сплавах [1166], растворах электролитов для аккумуляторов [203, 204, 493], стеклах [436, 1147], огнеупорах [1088], цементах [867], ферритах [51], смазках [974], органических теплоносителях для ядерных реакторов [1052], золе бумаги [497] по технике выполнения в общем сходны с методами определения лития в рудах и минералах. Об определении лития в алюминиевых сплавах с помощью фотоэлектрического стилометра см. [525 и HF описано в [970 [c.144]

Успешное решение проблемы использования атомной энергии в США, кратко описанное здесь, привело к созданию обширного и сложного комплекса производств для получения плутония и и- . В этом комплексе производства исходных материалов пользуются сырыми материалами, полученными в результате разведки, добычи и обогащения урановых руд. Исходные материалы идут в ядерные реакторы или на заводы разделения изотопов. На рис. 1. 1 показана общая схема основных производств КАЭ США по получению делящихся материалов. На рис. 1. 2 приведены главные операции приготовления исходных материалов. [c.15]

Источниками ионизирующего излучения служат ядерные реакторы, изотопы Со или Сз, установки с электронными трубками, ускорители частиц и др. Наиболее доступные источники излучения — установки с радиоактивным изотопом °Со (у-излучение) и рентгеновские установки. Описание некоторых установок дано в литературе [32, 34]. Период полураспада Со равен 5,27 года, энергия у-излучения 1,33 Мэе. [c.51]

Кроме описанных выше ядерных реакций, получение возможно по реакции n.-f, при облучении рутения нейтронами в урановом ядерном реакторе. [c.40]

Наряду с описанной формой экстракции в промышленную практику начинают широко входить методы экстракции с помощью таких экстрагентов, которые образуют с экстрагируемым веществом комплексные соединения и благодаря этому практически полностью извлекают его из исходного раствора. Эти методы применяются для извлечения урана в процессе переработки его руд, для выделения урана и плутония нз продуктов деления, получаемых в ядерных реакторах, и др. [c.318]

Количество титана,перешедшего в раствор,определяли на образцах, облученных на ядерном реакторе,по у -активности дочернего изотопа Зс в растворе [12].Наводороживание определяли с помощью вводимой в раствор метки р-радиоактивного трития в соответствии о методикой,описанной в литературе [13]. [c.85]

Поглощение организмом млекопитающего до 10 Гр ионизирующего излучения вызывает появление многообразных симптомов острой лучевой болезни. Широкую известность лучевая болезнь получила после трагических событий в Хиросиме и Нагасаки в августе 1945 г. Среди жителей, уцелевших после атомной бомбардировки, наблюдали тяжелое заболевание, сопровождающееся лихорадочным состоянием, выпадением волос, глубоким нарушением картины крови, поражением эпителия кишечного тракта и др. Потребовалось несколько лет, чтобы доказать связь этого заболевания с поражающим действием ионизирующих излучений. Характер лучевой болезни у человека был описан во многих странах врачами и биологами, спасавшими жизнь людей, пострадавших при авариях ядерных реакторов, когда происходило облучение обслуживающего персонала, а также в результате наблюдений за людьми, получавшими общее облучение в лечебных целях, в частности при терапии лейкозов и др.. [c.160]

Книга Р. Мегреблиана и Д. Холмса достаточно полно охватывает круг основных вопросов теории реакторов, т. е. математического описания физического поведения реакторов. Многие из них изложены весьма изящно и строго. Это выгодно отличает ее от книги С. Глестона и М. Эдлунда Основы теории ядерных реакторов , которая уже устарела и не содерлшт многих полезных методов, а также от книги А. Вейнберга и Е. Вигнера Физическая теория [c.3]

При использовании для расчета метода свободного тела фланцы представляют как кольцевые пластины. Однако может оказаться предпочтительнее метод конечных элементов, так как оп дает более точную модель соединения, В любом случае болты заменяются цилиндрами с площадью поперечного ссчепня, равной всей площади болта, а влияние отверстий lia жесткость фланца учитывается так же, как это делалось для перфорированных пластин 146]. Таким образом, задача сводится к расчету симметричных тел вра-п1,епия. Этот метод применен к расчету крышек головок ядерных реакторов 47, 48]. Расчет безболтоаых соединений был описан также в 149]. Описание этого и других типов соединений было опубликовано автором [50]. [c.270]

Необходимо отме1Ить, что возможность использования тепла ядерных реакторов в описанной схеме непосредственно зависит не от рабочей температуры процесса конверсии, а от температуры регенерации поглотителя. Перспективность схемы определяется в первую очередь возможностью снижения температуры регенерации поглотителя. [c.57]

В книге дано краткое описание ядерных, физических и механических свойств бериллия и его коррозионного поведения в ряде теплоносителей. Рассмотрены условия работы бериллиевых деталей ядерных реакторов различного типа, на основе чего сформулированы основные требоваиия, предъявляемые к материалу. Впервые систематизированы данные о поведении бериллия при облучении в широком диапазоне интегральных доз и температур. Описаны основные процессы и явления, происходящие в материале под воздействием облучения, установлена связь между структурой материала и его свойствами. Подробно рассмотрены некоторые общие закономерности радиационного повреждения бериллия, что позволяет установить предельные условия применимости материала, оценить его работоспособность и дать рекомендации по использованию бериллия в ядерных реакторах. [c.2]

Большее радиационное расщепление (на два или даже на четыре порядка) обнаружено ири синтезе меченых соединений с использованием метода отдачи атомов трития или радиоуглерода, приготовленных при помощи ядерных реакций высокая кинетическая энергия атомов отдачи выделяется в присутствии чистого органического вещества [87]. При этом источником медленных нейтронов служит ядерный реактор (удельные активности достигают порядка микрокюри на 1 г). Описанный метод по вышеуказанным причинам применялся лишь изредка и был вытеснен методом Вильцбаха. [c.687]

Таким образом, альбедо есть коэффициент отражения среды для нейтронов данной скорости, т. е. способность среды возвращать нейтроны обратно в пространство, из которого на ее поверхность падает ноток нейтронов. Ясно, что если известно альбедо недиффузионной среды, то его можно использовать для определения плотности потока в примыкающей диффузионной области, зная условие, которому удовлетворяет поток на поверхности раздела. Практически можно либо измерить альбедо для различных материалов (и различных геометрических форм), либо рассчитать его теоретически, например по транспортной теории. В некоторых случаях эту величину можно использовать непосредственно в качестве граничного условия системы. Такой подход особенно полезен для исследования весьма тонких областей, таких, как пластины, фольга или оболочка. Таким образом, можно рассчитывать прохождение нейтронов через оболочки и прочный корпус в реакторе. Весьма эффективные результаты дает использование альбедо при описании ядерных свойств топливных элементов реактора в виде тонких, слабообогащенпых пластинок или стержней. [c.138]

По неравновесным теориям синтез атомных ядер протекает при низких температурах и давлении. Одной из наиболее широко известных таких теорий является a-P-Y-тeopия, предложенная в 1948 г. Согласно этой теории, возникновение химических элементов происходило в момент быстрого расширения первичной материи, называемой илём . Под ним подразумевается система из нейтронов и гамма-квантов при большом данлении. Когда в результате релятивистского расширения давление в системе упало, то нейтроны стали превращаться в протоны и электроны, ибо газ, состоящий из одних нейтронов, может существовать только лишь при очень высоких плотностях, подобных плотностям нуклонов в атомных ядрах. Образующиеся протоны захЕ-атынали нейтроны с образованием дейтронов, которые в свою очередь также способны присоединять нейтроны. Предполагается, что за 15 мин путем Последовательного захвата нейтронов и Р-распада образующихся ядер, подобно тому как это происходит в ядерном реакторе за длительное время, были созданы все существующие в настоящее время изотопы природных стабильных элементов. Описанная теория хотя Удовлетворительно объясняет некоторые закономерности распространенности изотопов в области тяжелых ЗДементов, но совершенно неприменима к объяснению [c.99]

Поскольку спектры излучений реактора сложны, а диапазон энергий очень широк, определение дозы, поглощенной в процессе облучения, сопряжено с некоторыми трудностями. Общепринятая в литературе методика описания изменений свойств смазочных материалов в зависимости от интегрального потока тепловых нейтронов в корне неправильна, так как этот способ не дает прямой информации о количестве энергии, поглощенной тем или иным смазочным материалом за время облучения. Все это значительно уменьшает ценность большинства работ, выполненных с использованием излучения реактора. Р1ными словами, применяемое обычно облучение в канале ядерного реактора в течение одинакового времени различных по химическому составу смазочных материалов приводит к тому, что они поглощают различное количество энергии и при этом неправильно будет оценена их радиационная стойкость. [c.244]

Описан радиактивационный метод определения фосфора (и таллия) в кремнии [134], основанный на измерении -излучения радиоактивных изотопов и o Tl, активируемых тепловыми нейтронами при облучении в ядерном реакторе. [c.136]

Достоинства акустического метода измерения длительной твердости особенно ощутимы при исследованиях материалов в экстремальных условиях, соответствующих условиям эксплуатации материалов. Например, установка, описанная в [4], рассчитана на определение длительной твердости токсичных уран-плутониевых композиций в вертикальном исследовательском канале ядерного реактора диаметром 52 мм при температуре образцов до 1000°С. Отли- [c.210]

Около 59 разрушений, описанных в обзоре, не были связаны с мембранной частью (основными обечайками сосуда), а наблю- дались в обогреваемых зонах котлов, трубных досках, трубопроводах, фитингах и т. п. При анализе разрушений, относящихся в основном к первичным контурам давления, было установлено, что 20% повреждений обусловлены дефектаг и производства (расслоением листа, технологическими трещинами и т. п.), 26% — усталостью металла, 31% обусловлено коррозией. Аналогичные данные были получены при анализе 17 случаев повреждений энергетических и исследовательских ядерных реакторов (включая первичные контуры) [1 ], которые произошли при их эксплуатации общей продолжительностью 1350 лет. Келерман [3], Филлипс и Уорвик [1 ] пришли к выводу, что годовая вероятность катастрофического разрушения в любом контуре давления такого типа составляет 2 10" . [c.425]

Экспериментальный графитовый завод в Харуэлле описан Прайсом и йейтсом [827]. Основные технические характеристики процесса производства плотного поликристалличе-ского искусственного графита высокой чистоты, предназначенного для ядерных реакторов, можно проиллюстрировать на следующем примере метода его получения в США [206]. При этом мы не будем рассматривать детали технологических вариантов, которые могут быть использованы на различных производствах на разных стадиях. [c.33]

В задачу этой книги не входит подробное описание принци-пов конструирования и работы ядерных реакторов. Однако преж-де чем обсуждать задачи процессов очистки и переработки ядер- пого топлива нужно рассмотреть некоторые факторы, 01преде-ляющие полезный срок службы атомного горючего. Более подробные сведения по затронутым в этом разделе вопросам можно найти в книгах и статьях, перечисленных в списке литературы. [c.17]

КЬ (п,7) Rb (d,p). М и ш е н ь—с о л ь рубидия. При нейтронном облучении рубидия обогащение не производится. При облучении нейтронами рубидий освобождают от примесей образовавшихся радиоактивных изотопов стронция осаждением последних методом, описанным ниже для получения 5г из КЬС1 (см, на стр, 39), Облучение нейтронами можно проводить в урановом ядерном реакторе. [c.37]

Было показано также, что меченные тритием органические соединения можно получать с помощь ) реакций горячих атомов, образующихся при следующих процессах Не Цп, р)Н и Ы (га, а)Н . При использовании Не в ядерном реакторе облучают нейтронами газообразные смеси Не и органического соединения. Если же для получения атомов отдачи трития пользуются изотопом то облучению подвергают смеси органического соединения и тонко измельченной соли Ь12СОз. Подробное описание этих исследований приводится в работах [20, 21]. [c.216]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология