Ядерные реакторы принципы действия

Принцип действия ядерного реактора [c.248]

Методы, основанные на ядерных реакциях—радиоактивационный, или (его главная часть)—нейтронно-активационный метод анализа. Нейтронно-активационный метод возник после открытия атомной энергии и создания действующих атомных реакторов. Принцип метода заключается в следующем. Анализируемый материал подвергают действию нейтронного излучения в атомном реакторе или посредством нейтронного генератора. При взаимодействии нейтронов с ядрами элементов происходят ядерные реакции и образуются радиоактивные изотопы всех элементов, входящих в состав пробы. Затем пробу переводят в раствор и разделяют элементы химическими методами. Завершающим этапом определения является измерение интенсивности радиоактивного излучения каждого элемента пробы. [c.32]

Применения в медицине. Важная область нрименения микротехники медицина [1], где человеческая жизнь зависит от работоспособности техники и требования по безопасности сравнимы с требованиями в ядерной технологии. Одним из примеров такой микротехники являются микронасосы, при конструировании которых применен действующий в ядерных реакторах принцип четырехкратной избыточности. [c.25]

Принцип действия ядерного реактора иллюстрируется рисунком 17. [c.61]

Свойства, проявляемые изотопами в ядерных реакциях, как и другие их ядерные свойства, при данном Z кардинально зависят от полного числа нуклонов в ядре. Так, например, сечение захвата тепловых нейтронов (с энергией порядка нескольких сотых долей электронвольта) для изотопа лития составляет 940 барн, а для изотопа дЬ — 0,045 барн [4]. В реакциях деления ядро изотопа урана распадается только под действием быстрых нейтронов с энергией Е, большей 1 МэВ, и с малым эффективным сечением 0,3 барна. Ядро же изотопа делится под действием нейтронов любых энергий, причём с уменьшением Е сечение резко возрастает, достигая для тепловых нейтронов величины 582 барн, что коренным образом определяет принципы действия и конструкцию атомных реакторов. [c.25]

Вспомним коротко основные принципы получения энергии в ядерных реакторах. Источник энергии — процессы деления ядер урана-235, урана-233 или плутония-239 нод действием нейтронов. Тепло, выделяющееся при сгорании ядерного топлива, передается теплоносителю, циркулирующему через активную зону реактора. [c.123]

Таким образом, облучение медленными нейтронами встречающегося в природе тория превращает его в изотоп урана, который делится под действием медленных нейтронов. Этот процесс, по крайней мере, в принципе открывает потенциальный источник делящегося материала, во много раз больший, чем количество U" — единственного известного делящегося изотопа, имеющегося в природе. На практике превращение тория в U осуществляют при использовании избыточных нейтронов в работающем на основе цепной реакции ядерном реакторе типа бридерного или воспроизводящего реактора. Возможность использования тория для значительного увеличения запасов делящихся изотопов, естественно, усилила интерес к химии тория и обусловила большинство последних работ. [c.24]

Для нормальной работы ядерного реактора необходимо, чтобы к поддерживалось равным 1. Однако конструкция реактора должна предусматривать возможность некоторого увеличения к (скажем, до значения А = 1,01 или 1,02) для того, чтобы довести поток нейтронов и, следовательно, мощность реактора до требуемых значений. Регулирование мощности ядерного реактора в принципе возможно, например с помощью передвижения стержней из материала, поглощающего нейтроны однако это действительно возможно только в том случае, если т не слишком мало. Допустим, что т = 10 сек (приблизительное значение времени жизни теплового нейтрона в графите или ВгО) ж к = 1,001. Тогда в соответствии с уравнением (1) имеем N = где t выражено в сек, и количество нейтронов будет возрастать в е раз каждую секунду, или в 20 ООО раз каждые 10 сек. В таких условиях удобное и безопасное регулирование работы ядерного реактора невозможно. К счастью, возникновение при делении под действием тепловых нейтронов нескольких групп запаздывающих нейтронов (период полураспада материнских продуктов в пределах 0,18— 55 сек) увеличивает среднее время т между последовательными генерациями нейтронов. До тех пор пока к — 1) меньше, чем доля запаздывающих нейтронов (0,0065 для 0,0021 для Ри и 0,0026 для среднее [c.468]

Прохождение через вторую катионито-анионитовую установку может обеспечить дальнейшее уменьшение содержания примесей в воде. Однако такое устройство может оказаться очень громоздким и дорогим, а поэтому в случаях, когда требуется сверхчистая вода с электрическим сопротивлением 10 ком-м и. выше, обычно используют деионизаторы со смешанным слоем. Если полистирольную катионообменную смолу с активной сульфогруппой тщательно смешать с анионообменной смолой типа четвертичного аммониевого основания, то вода, проходящая через слой такой смеси ионообменных смол, обрабатывается, как при прохождении нескольких катионито-анионитовых установок, и содержание ионов в ней снижается до минимума. Аппаратура, действующая по этому принципу, обычно употребляется при получении особо чистой воды в производстве электронного оборудования и чистых хи-микалиев, воды для питания котлов высокого давления, воды для ядерных реакторов ив ряде других случаев. [c.136]

Введение. Применение сильных источников излучения (терапевтическая аппаратура, кобальтовые пушки, ядерные реакторы и т. д.) и связанные с этим вопросы дозиметрии потребовали новых точных и простых в обра-ш ении дозиметров. Поскольку обычные физические методы регистрации излучения в поле очень больших мощностей дозы становятся непригодными, большое значение приобретают химические дозиметры. В принципе такой дозиметр представляет собой систему, химические или физические свойства которой при поглощении энергии излучения заметно изменяются. Так, при действии излучения речь может идти об изменении валентности, распаде или соединении, образовании окрашенных центров или о синтезе нового соединения. Химические дозиметры можно разделить на три группы. [c.395]

В теплообменниках с внутренними источниками энергии применяются не два, как обычно, а один теплоноситель, который отводит теплоту, выделенную в самом аппарате. Примером таких аппаратов могут служить ядерные реакторы, электронагреватели и другие устройства. Независимо от принципа действия теплообменные аппараты, применяющиеся в различных областях техники, как правило, имеют свои специальные названия. Эти названия определяются технологическим назначением и конструктивными особенностими теплообменных устройств. Однако с теплотехнической точки зрения все аппараты имеют одно назначение — передачу теплоты от одного теплоносителя к другому или поверхности твердого тела к движущимся теплоносителям. Последнее и определяет те общие положения, которые лежат в основе теплового расчета любого теплообменного аппарата. [c.442]