Захват нейтронов при защите

Применение. Бор применяют как добавку к сплавам, увеличивающую нх жаропрочность и износостойкость, бор вводят также в поверхностный слой изделий (борирование). Поскольку ядро атома бора имеет высокое сечение захвата нейтронов, бор используют для защиты от нейтронов и в регулирующих устройстаах атомных реакторов (применяют борсодержащую сталь). [c.349]

Наконец, многие РЗЭ имеют большое сечение захвата нейтронов и применяются в атомной технике для поглощения тепловых нейтронов в целях управления работой реакторов и для защиты от их избытка при потере нормального режима работы реактора. В этих целях, например, используют [16] гадолиний и его соединения (сечение захвата нейтронов 44 000 барн). [c.82]

Заключение. В настоящее время использование поглотителей нейтронов в ядерной энергетике сводится в основном к применению борной кислоты в реакторах типа ВВЭР. Использование других элементов пока не находит широкого применения, хотя с точки зрения повышения эффективности систем аварийной остановки реактора они являются более предпочтительными за счёт большого сечения захвата нейтронов. Наиболее приемлемыми для использования в жидкостных системах регулирования мощности и повышения эффективности аварийной защиты являются соединения гадолиния и кадмия в виде водных растворов их солей (нитраты, сульфаты, ацетаты) [23]. [c.223]

Изотопы гадолиния (0(1 55 и 0(1 ), образующиеся при делении урана с выходами 0,03 и 0,02%, имеют очень большие сечения захвата тепловых нейтронов, и их накопление в реакторе приводит к потере реактивности. Это свойство гадолиния используется в материалах, служащих для защиты от нейтронного излучения и для регулирую-пшх стержней реакторов. [c.817]

Столь большое сечение захвата дает возможность применять гадолиний при управлении цепной ядерной реакцией и для защиты от нейтронов. Правда, активно захватывающие нейтроны изотопы гадолиния и в реакторах довольно быстро выгорают — превращаются в соседние ядра, у которых сечение захвата на много порядков меньше. Поэтому в конструкциях регулирующих стержней с гадолинием могут конкурировать другие редкоземельные элементы, прежде всего самарий и европий. [c.104]

Ядро атома бора имеет высокое сечение захвата нейтронов, поэтому бор используют для защиты от нейтронов и в регулирующих устройствах атомных реакторов (применяют борсодержащую сталь). [c.335]

Кроме того, гидрид и борогидрид лития могут быть использованы в производстве ракетного топлива металлический литий и его соли могут быть применены для защиты от нейтронного излучения изотоп Ы-6, обладая большим поперечным сечением захвата нейтронов, может быть применен для защитных экранов на самолетах с ядерным двигателем жидкий литий может быть использован в качестве теплоносителя в ядерных реакторах соответствующей конструкции [1249, 1250]. [c.474]

Нейтроны и у-лучи обладают наиболее высокой проникающей способностью, поэтому защита от них представляет собой весьма сложную проблему. Нейтроны возникают при делении ядер, а 7-лучи испускаются продуктами деления и конструкционными материалами реактора и его защитой, превращающимися в результате захвата нейтронов в излучатели. Для защиты от у-лучей наиболее эффективны материалы с высокой плотностью и большим атомным номером. В случае нейтронных потоков задача несколько усложняется. Хотя нейтроны с высокой энергией при соударении с ядрами иногда и захватываются последними, более вероятно отражение или появление вторичного излучения. Вероятность захвата значительно возрастает, если нейтроны высоких энергий в результате серии соударений замедляются и превращаются в тепловые нейтроны. [c.172]

Литий-6 является исключительно ценным материалом для защиты от медленных нейтронов, поскольку он имеет большое поперечное сечение захвата и не испускает т-излучения при поглощении нейтронов. Защита же от образующихся при реакции а-частиц не представляет затруднений. [c.366]

Могут применяться для защиты от нейтронов из-за большего сечения поглощения, а также для уменьшения вторичного 7-излучения, обусловленного захватом нейтронов в материалах защиты. Соединения могут добавляться к воде, используемой в качестве тепловой защиты, для поглощения тепловых нейтронов практическая ценность зависит от того, удастся ли избежать возрастания коррозии. [c.17]

В условиях производства можно выделить изотоп бора В °, что дает возможность использовать при изготовлении борсодержащих материалов изотоп бора с наибольшим поперечным сечением захвата нейтронов. Однако высокая стоимость этого продукта в настоящее время позволяет применять бо р -10 только для материалов регулирующих стержней, а не для материалов защиты реактора [64]. [c.63]

Металлический иттрий, имеющий небольшое сечение захвата тепловых нейтронов и не вступающий во взаимодействие с расплавленным ураном, является конструкционным материалом для атомных реакторов. Возможно также использование иттрия в качестве носителя водорода для твердых замедлителей [16]. Се, Ьа, У могут служить разбавителями для окисных топливных материалов атомных реакторов. Молекулярные суспензии иттрия и урана дают устойчивую радиацию и сравнительно недороги [171. Для защиты от радиации разработаны высокоэффективные материалы, в состав которых входят помимо свинца редкоземельные металлы, поглощающие нейтроны. Один из таких материалов содержит 35% Е)у и 40% РЬ, В состав других материалов входят Сё и РЬ в сочетании с Ву и . Материалы используются для защитных устройств в лабораториях, установках и реакторах [18]. [c.88]

Гораздо сложнее конструирование защиты от относительно мощных источников нейтронов и особенно защиты ядерных реакторов, из активной зоны и с поверхности отражателя которых выходят мощные потоки нейтронов и у-лучей одновременно. После замедления нейтронов и захвата их материалами защиты в большинстве случаев возникает вторичное (захватное) у-излучение, которое испускается ядрами, захватившими нейтроны. В ряде случаев энергия захватных у-лучей довольно велика например, при захвате нейтронов ядрами железа энергия захватных у-лучей достигает 7 Мэе. Таким образом, возникает проблема защиты не только от первичных у-лучей, но и от захватного у-излучения. [c.266]

Изучение строения атомных ядер, радиоактивности и искусственное приготовление радиоактивных изотопов нашло применение в различных областях науки и техники, а-, р -, р+-, -излучение и выделение свободных нейтронов прежде всего оказывают сильнейшее биологическое воздействие на живые организмы, и использование различных ядерных процессов должно производиться в соответствующих условиях и с применением надежной защиты. Мощные дозы излучения существенно влияют на свойства конструкционных материалов и металлов и, как правило, понижая их пластические свойства, делают их хрупкими. Поглощение Р -, и 7-излучения создает микродефекты в кристаллах (ближние и дальние пары вакансия и атом в междоузлии), нарушает связи в неметаллических материалах. Металлы, обладающие меньшим поперечным сечением захвата (а), в меньшей степени подвергаются воздействию излучения и могут быть использованы для изготовления деталей и узлов ядерных реакторов. Такими являются металлы V, N6, Т1, 2г и др. [c.66]

Для обогащения пегматитовых руд был опробован метод, использующий ядерные свойства бериллия, а именно его способность испускать нейтроны в результате реакции Ве -Ь у 4Ве + оп. Берилловую руду непрерывно пропускают перед источником у-излучения. Специальное отборочное устройство, приводимое в действие счетчиком нейтронов, отбирает куски берилла. Хотя в пробных опытах было достигнуто извлечение - 90%, этот метод пока не нашел широкого применения не решена проблема защиты от излучения, тем более, что вследствие малого поперечного сечения захвата при этой реакции ( 10 з барн) требуется источник у-излучения большой интенсивности. Постоянство интенсивности излучения — также непременное условие эффективности метода [7]. [c.191]

Защита лт уизлучений состоит из замедления быстролетящих нейтронов ядрами атомов (реакция захвата). Для замедления пользуются обычно слоем воды, в котором растворяют соединения бора, или парафином, окруженным кадмием или свинцовыми пластинами. [c.342]

Вольфрам имеет высокую плотность и является хорошей защитой от гамма-излучения. Однако он имеет довольно значительное сечение захвата тепловых нейтронов, взаимодействуя с которыми по реакции п., у, дает вторичное гамма-излучение. [c.105]

Защита от быстрых нейтронов заключается в замедлении их в веществе, содержащем легкие атомы, с последующим поглощением нейтронов элементами с большим сечением захвата. Лучшими замедляющими материалами являются вода и парафин, которые содержат много водорода. При столкновении с атомами водорода нейтроны быстро теряют свою энергию. Замедляющим материалом может служить также углерод и бетон. В качестве поглотителя медленных нейтронов лучше всего применять бор, который имеет большое сечение захвата и реагирует с нейтронами, образуя стабильный изотоп без испускания с-квантов. [c.110]

Нейтронно-абсорбционный метод основан на способности атомов некоторых элементов хорошо поглощать нейтроны (высокое значение сечения захвата). К таким элементам относятся бор, кадмий, самарий, европий и др. У большинства других элементов сечение захвата невелико. Это дает возможность определять содержание элементов с высоким сечением захвата. Поток нейтронов (например, от Ро — Ве-источника) проходит через анализируемый образец, при этом ослабляется и регистрируется счетчиком нейтронов. Кадмиевая защита ограждает счетчик от посторонних влияний. [c.26]

Он применяется также для изготовления регулирующих стержней в системе защиты реакторов благодаря большому сечению захвата тепловых нейтронов. [c.347]

Рис. 53. Схема установки для анализа по -мгновенному у-излучению радиационного захвата I — пучок нейтронов 2 — проба 3 — поглотитель нейтронов из 4 — Ое(Ь1)-детектор 5 —свинцовая защита.

Самарий добавляется в стекла, служащие для защиты от нейтронного излучения, так как он обладает больщим сечением захвата нейтронов. Самарий может быть детектором слабых нейтронных потоков, [c.811]

В момент выгрузки из реактора топливные элементы обладают высокой радиоактивностью, вызываемой в первую очередь короткожи-вушими продуктами деления, число которых первоначально достигает примерно 100. Согласно приблизительной оценке, активность одного элемента реактора MTR составляет примерно 2-10 кюри. За четверо суток выдержки активность уменьшается в lO раз, а за 135 суток — в 10 раз. Однако минимальное время охлаждения определяется активностью урана-237, который образуется из урана-236 путем захвата нейтрона. Эта активность составляет лишь небольшую долю общей активности в момент выгрузки облученного горючего, но вследствие невозможности разделения изотопов урана при химической переработке приходится выдерживать блоки горючего до тех пор, пока активность урана-237 не снизится настолько, чтобы можно было производить дальнейшую переработку продукта без защиты. [c.443]

Схема прибора показана на рисунке. Все части прибора, расположенные пнже биологической защиты, по возможности делали из чистого алюминия, так как последний обладает малым сечением захвата нейтронов. [c.225]

Многие из изотопов лантаноидов получают в атомном реакторе при делении ядер урана. Изотопы гадолиния, самария и европия, обладая большим сечением захвата тепловых нейтронов , являются реакторными ядами и могут быть использованы в качестве добавок к стеклам и другим материалам для защиты от нейтронного излучения. В технике находят применение изотопы (Т1/2 =12,7 лет), Еи (71/2=16лет)]и Ти(Т1/2 =127 суток) для 7-дефектоскопии металлов [c.57]

В качестве материала противоней-тронной защиты элемент № 63 интересен тем, что его природные изотопы Еи и Еи, поглощая нейтроны, превращаются в изотопы, у которых почти так же велико сечение захвата тепловых нейтронов. [c.142]

ЗШаОз Как наполнитель металлической матрицы для изготовления контрольных стержней и стержней защиты ядерных реакторов, так как имеет высокое значение поперечного сечения захвата тепловых нейтронов [638] [c.421]

В ядерной энергетике наиболее широкое распространение получил карбид бора — В4С, так называемый тетрабор. Это соединение используют в качестве поглощающего нейтроны материала в органах управления и защиты во многих работающих, строящихся и проектируемых ядерных реакторах [6 7]. Карбид бора, благодаря уникальному сочетанию тугоплавкости, жаропрочности, устойчивости к коррозии, твердости, небольшой молекулярной массы и высокого сечения захвата бором тепловых нейтронов, входит в состав материалов для транспортировки отработанного ядерного топлива реакторов-размножителей. Кроме того, карбид бора входит в состав броневых металлокерамических композиций, содержащих Сг, В, Си. [c.327]

Пространственное распределение медленных нейтронов в протяженных средах исследовалось с помощью точечных детекторов. Последние обычно представляют собой тонкие пластинки из веществ, становящихся -активными при захвате тепловых нейтронов, или же нейтронные счетчики (борные камеры). В однородной среде, в предположении малости поглощения в детекторе по сравнению с поглощением в окружающей среде, т. е. в предположении того, что распределение нейтронов не возмущается детектором, показания детектора пропорциональны локальной концентрации эффективно действующих на него нейтронов если детектор подчиняется закону 1/то, то его показания не зависят от скорости нейтронов и непосредственно дают полную плотность тепловых нейтронов. Амальди и Ферми [7] исследовали распределение медленных нейтронов в водяном шаре, окружающем нейтронный источник. В качестве детекторов использовались родий, серебро или соль иода. Все эти детекторы обладают расположенными выше тепловой области резонансными уровнями поглощения, и поэтому их можно использовать или (с кадмиевой защитой) для изучения распределения нейтронов с энергиями, соответствующими этим резонансным уровням, или (при пользовании кадмиевой разностью) для изучения пространственного распределения тепловых нейтронов. Для последней цели были бы даже лучше марганцевые или диспрозиевые детекторы. Абсолютные показания детекторов несущественны, так как они зависят от таких экспериментальных факторов, как масса детектора, чувствительность Р-счетчикаи т. п. имеют значение только относительные показания. Наиболее важная кривая распределения получается, если откладывать в зависимости от расстояния/ от источника не просто [c.55]

Помимо а-, р- и у-лучей, радиоактивные препараты могут испускать нейтроны (папр., источники, упакованные в стеклянные контехшеры, содержащие прпмесь бериллия, бора и др. легких материалов, а также специальные нейтронные источники). Нейтроны поглощаются веществом по тому же закону, что и у-излу-чение, причем коэфф. х = па, где п —- число ядер в единице объема поглотителя, а ст — сечение захвата ядра. Поэтому расчет защиты от нейтронов аналогичен соответствующему расчету в случае у-излучения. Защита от нейтронов, испускаемых радиоактивными препаратами, осуществляется обычно водой или парафином, замедляющими быстрые нейтроны. Отметим, что слой воды ъ 1 см или парафина в 6 см уменьшает плотность быстрых нейтронов примерно в 2,7 раза. От медленных (тепловых) нейтронов защищаются листовым кадмием или боросодержащими экранами. Контейнеры для хранения и транспортировки нейтронных источников изготовляются из смеси парафина с бурой или борной к-то11, сильно поглощающими медленные нейтроны. В качестве защитного материала от излучений крупных источников (реакторы, ускорители, кобальтовые источники) служит обычно бетон (обычный и специальный). [c.46]

Хотя бориды алюминия изучены еще недостаточно, они уже находят применение в практике. В связи с малым удельным весом, прочностью, большой химическор стойкостью и большим поперечным сечением захвата тепловых нейтронов [114, 115, 153] возрастает их роль в ядерной энергетике. В тех случаях, когда применение бетонной защиты, имеющей большой вес, нежелательно или неприемлемо, можно использовать так называемый бораль [64, 154, 155], представляющий металлокерамическую композицию, состоящую Ио мелкодисперсных частиц карбида бора, распределенных з алюминиевой основе. Отношение В4С к алюминию равно примерно 1. [c.62]

Облучение нейтронами. Под действием нейтронов мгновенное у-излучение возникает в процесса.ч радиационного захвата медленных нейтронов и неупругого рассеяния быстрых нейтронов [224]. Источниками нейтронов при определениях по ыгио-венному излучению могут служить нейтронные генераторы, некоторые типы радиоизотопных источников и пучки нейтронов, выведенные из активной зоны реакторов. При этом должна быть обеспечена защита детектора как от первичного нейтронного излучения источника, так и от сопутствующего ему первичного и вторичного у-излучения. Вообще проблема снижения уровня фона детектора при регистрации мгновенного у-излучения представляет сложную задачу и часто высокий уровень мешающей активности оказывает сильное влияние на аналитические характеристики метода (чувствительность, правильность и точность). [c.189]

Схематично система для анализа по мгновенному излучению радиационного захвата на выведенном из реактора пучке нейтронов показана на рнс. 53. Для этого метода значительные трудности представляют подавление и учет интерферирующего излучения, которое приводит к значительному повышению уровня фока детектора. Этот эффект может быть связан как с индуцированием мгновенного излучения (радиационного захвата и неупругого рассеяния) в различных конструкционных и вспомогательных материалах, так и с рассеянием нейтронов пробой и деталями конструкцин. Рассеянные нейтроны в основном поглощаются защитой, давая при этом излучение радиационного захвата, и в небольшой степени попадают в детектор. [c.190]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология