Уран II сечение захвата

В связи с широким развитием ядерной энергетики серьезной проблемой становится переработка радиоактивных отходов, образующихся в результате работы энергетических реакторов, в которых в качестве горючего часто используется уран-235, делящийся при захвате медленных нейтронов. Радиоактивные отходы или осколки деления постепенно зашлаковывают реактор и после разложения 10—20% имеющегося в нем активного материала вызывают такое падение реактивности, что требуется полная переработка тепловыделяющих элементов (стержней и блоков) с очисткой нх от накопившихся вредных примесей, имеющих огромные сечения захвата тепловых нейтронов [308]. Состав продуктов деления зависит от делящегося вещества, времени его облучения, энергии нейтронов, времени охлаждения после облучения и т. д. (табл. 19). [c.319]

Очистка (аффинаж) урана производится в настоящее время преимущественно трибутилфосфатом или метилизобутилкетоном, что обеспечивает получение урана высокой степени чистоты, который может быть использован в ядерных реакторах. Примеси, в особенности В, СсЗ, 5га, Ей, Ос1, Оу, обладают высокими сечениями захвата нейтронов и при содержании их в уране значительная часть нейтронов будет теряться. В результате проведения цикла очистки уран получается в виде диураната аммония, перекиси урана и нитрата уранила, которые затем прокаливанием переводятся в трехокись урана. [c.605]

Иттрий — один из наиболее рассеянных элементов, что наряду со сложной технологией его добычи и рафинирования является причиной более позднего вовлечения металлического иттрия в технику. До недавнего времени иттрий, как и редкоземельные металлы, применяли, главным образом, в качестве легирующей добавки, улучшающей структуру, механические свойства, жаростойкость и коррозионную стойкость ряда сплавов. Однако в последнее время некоторые свойства иттрия (малое сечение захвата тепловых нейтронов, небольшая плотность (4,47 г/см ), относительно высокая температура плавления (1510 °С), отсутствие полиморфных превращений до температуры плавления и почти уникальное свойство иттрия — не взаимодействовать с расплавленным ураном и его сплавами — сделали перспективным его применение как конструкционного материала в атомной энергетике. [c.312]

При использовании слабо обогащенных материалов гетерогенные систем1л более приемлемы (если не единственно возмол ны). В гомогенных системах, использующих природный уран в смеси с любым из известных замедлителей, единственным исключением из которых является тяжелая вода, не может быть обеспечена самоподдерж вающаяся цепная реакция, так как эти замедлители обладают большим сечением захвата нейтронов. Такие хорошие замедлители, как графит, бериллий (окись бериллия), обычная вода, требуют применения обогащенного ядерного горючего, а при работе на природном уране необходимо применение гетерогенной структуры. Блочное рас-нолол енне ядерного горючего обеспечивает лучшее использование имеющихся нейтронов, так как в этом случае улучшается возмон(ность поддержания ценной реакции. Нейтроны деления, возникающие в системе с энергией порядка нескольких мегаэлектронвольт, в результате упругих и неупругих столкновений с окружающими ядрами замедляются до тепловых скоросте . Если изобразить энергетическое распределение нейтронов как функцию энергии, то окажется, что основная масса нейтронов сосредоточена в сравнительно узком энергетическом интервале. Целесообразно ввести понятие средняя энергия нейтронов в реакторе . [c.18]

Основным толчком к созданию высокочистых материалов явились требования атомной энергетики, по которым содержание примесей элементов, имеющих большое сечение захвата нейтронов (бора, кадмия, гадолиния, самария, европия, лития, гафния и т. д.), в уране, тории, графите, бериллии, алюминии, цирконии, свинце, висмуте и других материалах не должно было превышать 10 — 10 [3]. [c.7]

Новая техника открыла алюминию новые пути использования. Алюминий в виде спеченного порошка применяют при изготовлении оболочек для урановых стержней, так как он имеет низкое поперечное сечение захвата тепловых нейтронов и высокую коррозионную стойкость. Оболочки защищают уран от быстрого разрушения в воде при повышенной температуре. Спеченный алюминий не взаимодействует с ураном и его соединениями даже при 600° С. [c.181]

Рассмотрим работу реакторов на тепловых нейтронах. Под действием тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эв) уран-238 и торий-232 не делятся, а уран-235 делится. При каждом делении ядра урана-235 испускается в среднем 2,46 нейтрона. При захвате нейтронов ядрами урана-235 не всегда происходит деление параллельно может происходить простое поглощение нейтронов с образованием ядер урана-236. Вероятность деления определяется отношением сечения деления (580 барн) к полному сечению захвата (687 барн) [2]. Отсюда следует, что только часть образующихся при каждом делении 2,46 нейтронов, равная 580 687 = = 0,8444, или 2,08 нейтрона, участвует в дальнейшей цепной реакции, а 15,56% нейтронов поглощаются ядрами урана-235 с образованием ядер урана-236. Такой выход нейтронов получается только при делении чистого изотопа урана-235. В природном уране или в обогащенном уране с любой другой концентрацией урана-235 число нейтронов, продолжающих цепную реакцию, уменьшается в результате их поглощения ураном-238. В этом легко убедиться, исходя из макроскопических сечений поглощения нейтронов. Макроскопическое сечение поглощения нейтронов для смеси изотопов урана выражается формулой [c.8]

Графит, а вернее углерод, и в США, и в нашей стране был выбран в качестве замедлителя нейтронов, испускаемых ураном-235, как один из первых легких элементов Периодической системы Д.И. Менделеева. При атомном весе 12 он имеет очень низкое сечение захвата медленных нейтронов, равное 3,2 0,2 миллибар-на — условной единицы, характеризующей количество нейтронов не замедленных, а поглощенных средой материала на единицу его поверхности. К примеру, бор имеет аналогичное сечение захвата, равное 750 барн, или в 250 тыс. раз выше, чем у углерода. Иными словами, один атом бора, являясь примесью графита, увеличивает собственное поглощение нейтронов двухсот пятидесяти тысяч атомов углерода вдвое. Поглощение, захват нейтронов тушит цепную реакцию урана. [c.33]

В частности, ванадий обладает малым эффективным сечением захвата нейтронов (1,1 барн) и, следовательно, не изменяет заметно свойств в условиях сильного излучения. На рис. 19 приведена фотография топливного элемента ядерного реактора, изготовленного одной из фирм США. Внутренняя трубка состоит из ванадия, уран заключен в оболочки, сделанные из ниобия. [c.99]

Атомная энергетика. Ниобий не взаимодействует заметно с ураном, плутонием, жидкометаллическими теплоносителями. Вместе с этим обладает небольшим эффективным сечением захвата нейтронов (1,2 барн/см ), из-за чего применяется в качестве конструкционного материала в атомной энергетике. Из него изготовляют оболочки для урановых тепловыделяющих элементов при этом повышаются максимально допустимая температура разогрева тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и полнота их использования. Добавление нескольких процентов ниобия к урану повышает устойчивость урановых ТВЭЛ против старения при нагревании. [c.61]

Ниобий обладает сравнительно малым поперечным сечением захвата нейтронов (1,1 барна) — большим, чем бериллий (0,09 барна), магний ((0,059 барна), цирконий (0,18 барна) и алюминий (0,2158 барна), а также хорошей стойкостью при контакте с ураном. Благодаря таким свойствам ниобий находит применение в атомной технике. [c.565]

В свое время основным толчком к созданию высокочистых материалов явились требования атомной энергетики, по которым содержание ряда примесей в уране, тории, бериллии, графите, цирконии, литии, алюминии, висмуте, свинце и др. не должно было превышать 10 —10 %. Основные требования предъявлялись к примесям элементов, имеющих большое сечение захвата нейтронов —В, Сё, 0(1, 5т, Ей, и др., требования же к содержанию примесей элементов с малыми- сечениями, например 1, А1, N1 и др., не превышали 10 —10 % [1]. [c.7]

Однако наиболее важной областью применения циркония и до некоторой степени и гафния является в настоящее время ядерная техника [551]. В активной зоне охлаждаемых водой энергетических реакторов цирконий применяют в качестве конструкционного материала, а гафний, в связи с его большим поперечным сечением захвата нейтронов — для управляющих элементов. Цирконием плакируют также тепловыделяющие элементы кипящих реакторов, из него же изготовляют контейнеры для раствора сульфата уранила в водных гомогенных реакторах [551]. [c.203]

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]

Масс-спектрометр использовали для анализа материалов, применяемых в реакторах (графит, уран), на содер кание в них примесей, обладающих большим сечением захвата нейтронов. Особый интерес в этом отношении представляет анализ на содержание бора и редкоземельных элементов, которые имеют большое сечение захвата нейтронов и плохо определяются методом оптической спектроскопии. [c.153]

Извлеченный из ядерного горючего плутоний используется как исходное ядерное горючее для реакторов в соединении с природными или обогащенными ураном, торием или неделящимся материалом, имеющим небольшое сечение захвата нейтронов. Плутоний является подходящим материалом для расширенного воспроизводства делящихся материалов, так как обладает исключительно высоким средним выходом нейтронов (три нейтрона на один акт деления). [c.725]

Радиационно-химическое восстановление UFq. Гексафторид урана обладает низкой радиационной стойкостью благодаря высокой электроотрицательности, низкому порогу и большому сечению процесса диссоциативного прилипания электрона е + UPe UP5 + P . В сочетании с высокой технологической надёжностью и дешевизной ускорителей электронов это может служить основой промышленного метода конверсии UPg в UF4 и в металлический уран. В настоящее время имеются экономически обоснованные проекты использования ускорителей электронов для обеззараживания зёрна и даже газификации твёрдых топлив. На пути промышленной реализации этого метода имеется ряд серьёзных проблем сравнительно высокая энергетическая цена радиационно-химической конверсии ограничения по плотности электронного тока, что ограничивает удельную производительность установки высокие значения сечения захвата электрона и, соответственно, малая глубина проникновения электрона внутрь газообразного вещества, что при технически приемлемых концентрациях UPe даже при небольших электронных токах приводит к заметному перегреву. [c.189]

Дейтерий. Ценность дейтерия для ядерных реакторов связана с его низким поперечным сечением захвата медленных нейтронов (сравнительно с водородом). Благодаря этому возможно создание энергетических реакторов, работающих на природном уране с использованием тяжелой воды в качестве замедлителя. [c.364]

Металлический иттрий, имеющий незначительное 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 [12]. Се, Ьа и могут служить разбавителями для окисных топливных материалов атомных реакторов. Молекулярные суспензии иттрия и урана дают устойчивую радиацию и сравнительно недороги [13]. [c.274]

В процессе замедления нейтроны могут быть захвачены ядрами замедлителя, теплоносителя или без деления. Сечение захвата особенно велико в области резонансного поглощения. Доля нейтронов, не поглотившаяся при замедлении, учитывается коэффициентом Ф — вероятностью избежать резонансного захвата. Все замедлившиеся нейтроны захватываются или ядрами среды. Доля нейтронов, поглощаемых ураном, определяется коэффициентом теплового использования д. При этом только часть нейтронов % при поглощении вызовет деление ядер в результате которого образуется V новых нейтронов. Таким образом, по завершении нейтронного цикла к нейтронов предшествующего поколения обращается в (ицфт у) нейтронов следующего поколения, и, следовательно, по определению [c.229]

В большинстве реакторов делящимся материалом является уран, а графит или вода (обычная или тяжелая) применяются в качестве замедлителей [7]. Когда источником излучения является сам реактор, то препараты подвергают одновременному действию потока нейтронов и у-фотонов. Облучаемые вещества активируются нейтронами, что во многих случаях может привести к нежелательным эффектам. Поэтому если хотят избежать активации нейтронами, то в реакторе облучают материалы, содержащие элементы с низким сечением захвата нейтронов, или же соблюдают такие условия облучения, при которых возникающие радиоактивные изотопы имеют малые времена жизни. К таким материалам относятся соединения, состоящие из углерода, водорода, кислорода и азота. [c.368]

Для реакторов, работающих на тепловых нейтронах, удаление некоторых примесей, имеющих высокое сечение захвата тепловых нейтронов, приобретает первостепенное значение. Для реакторов на быстрых нейтронах эта проблема не имеет большого значения, так как в уране не образуются продукты деления, которые обладали бы высоким сечением захвата быстрых нейтронов. [c.414]

Образование нейтронных ядов. В гл. 3 обсуждаются эффективные поперечные сечения захвата нейтронов продуктами деления и тяжелыми ядрами, образовавшимися при захвате нейтронов атомами топлива. Влияние этих продуктов деления на экономию нейтронов, естественно, зависит от типа реактора. Отравление продуктами деления имеет особенно важное значение для больших систем с низкой концентрацией делящегося вещества, как в природном или слабообогащенном уране, и для систем, где нужно свести к минимуму потери нейтронов, например для реакторов-размножителей. [c.25]

Первоначальным толчком послужили нужды ядерной техники. Ей понадобились уран, торий, графит, бериллий, содержащие не более 10 —10 % примеси элементов со значительным сечением захвата тепловых нейтронов. Суть дела в том, что материалы ядерной техники призваны либо порождать нейтронные потоки, либо регулировать их интенсивность и направленность движения, подобно тому, как полупроводниковые материалы управляют потоками электронов. Примеси же подавляют или искажают эти процессы, если их содержание превышает допустимые пределы. Потребовался алюминий небывалой чистоты для антикоррозионного покрытия урановых стержней. Впервые ядерная техника выдвинула задачу разделения изотопов в промышленных масштабах. [c.34]

Открытая в 1932 г. тяжелая вода прошла блистательный путь от лабораторного изготовления в граммовых количествах до промышленного получения в тысячах тонн. В первые годы ее использование было незначительным, в основном для получения соединений с меченым водородом и искусственных радиоизотопов. Спрос на нее резко возрос, когда выяснилось, что тяжелая вода является превосходным замедлителем быстрых нейтронов, в 170 раз более эффективным, чем обычная вода. Она характеризуется низким поперечным сечением захвата нейтронов в ней не возникают такие радиационные разрушения, как в графите. Тяжеловодные реакторы могут работать на природном уране, не требуя более дорогого, обогащенного ураном-235 топливного материала они имеют небольшие размеры, что важно при использовании на транспортных установках. В тяжеловодных реакторах тяжелая вода может одновременно служить теплоносителем. [c.82]

В связи с заметной растворимостью ванадия в уране можно предположить, что этот сплав пригоден для изготовления тепловыделяющих элементов. Однако этому препятствуют два обстоятельства во-первых, ванадий имеет несколько большее сечение захвата тепловых нейтронов, чем другие элементы, обладающие заметной растворимостью в у-уране во-вторых, и это особенно важно, ванадий недостаточно стабилизирует структуру у-урана, чтобы она была устойчивой при более низких температурах. [c.361]

Эффективное поперечное сечение захвата тепловых нейтронов изотопом составляет 650 барн. Изотопы таких элементов, как литий, бор, кадмий, и некоторые из редкоземельных, имеют сечение захвата от нескольких десятков до десятков тысяч барн. Их содержание в уране поэтому не должно превышать 10 —10 %. Ядра атомов азота, кремния, натрия, железа, циркония, алюминия, сечения захвата которых составляют 0,1—2,4 барн, обладают меньшей способностью поглощать нейтроны, и допускаемое содержание их в уране составляет до 10 — 10 %. [c.345]

Лишь кальций и магний лишены недостатков, характерных для других металлов. Ни тот, ни другой не образуют химических соединений с ураном. Растворимость в уране магния при давлении его паров 0,3 Мн м составляет 0,004% масс. Сечение захвата тепловых нейтронов атомами кальция составляет 0,43 барн а атомами магния — 0,059 барн. Оба металла относительно устойчивы на воздухе благодаря созданию плотной непроницаемой пленки окислов и нитридов. [c.348]

С) 10,1 10 град теплоемкость 6,34 кал/г-атом-град электрическое сопротивление Ъ1 мком см сечение захвата тепловых нейтронов 1,31 барн парамагнитен работа выхода электронов 3,07 эв. Модуль норм, упругости 6600 гс/жж модуль сдвига 2630 кгс .чм предел прочности 31,5 кгс мм предел текучести 17,5 кгс мм сжимаемость 26,8 X X 10— см кг удлинение 35% НУ= = 38. Чистый И. легко поддается мех. обработке и деформированию. Его куют п прокатывают до лент толщиной 0,05 мм па холоду с промежуточными отжигами в вакууме при т-ре 900—1000° С. И.— химически активный металл, реагирует со щелочами и к-тами, сильно окисляется при нагревании на воздухе. Работы с И. проводят в защитных камерах и высоком вакууме. И. с металлами 1а, На и Уа подгрупп, а также с хромом и ураном образует несмешиваю-щиеся двойные системы с титаном, цирконием, гафнием, молибденом и вольфрамом — двойные системы эвтектического типа (см. Эвтектика) с редкоземельными элементами, скандием и торием — непрерывные ряды твердых растворов и широкие области растворов с остальными элементами — сложные системы с наличием хим. соединений (см. Диаграмма состояния). Получают И. металлотермическим восстановлением, действуя на его фторид кальцием при т-ре выше т-ры плавления металла. Затем металл переплавляют в вакууме и дистиллируют, получая И. чистотой до 99,8-5-99,9%. Чистоту металла повышают двух- и трехкратной дис- [c.518]

Цирконий реакторной чистоты (не содержащий гафния) применяется для плакирования урановых топливных элементов и в виде сплава с ураном для сердечников. Наибольшее применение для этих целей имеют листы, полосы и трубы из циркония или его сплавов. Цирконий обычно используется в реакторах в виде сплава циркалой-2, содержащего 1,5% олова и небольшие количества железа (0,07—0,2%), хрома (0,05—0,16%) и никеля (0,03—0,08%). Сплав циркалой-2 заметно не отличается от чистого циркония по пластичности и сечению захвата тепловых нейтронов. Физические и химический свойства сплава циркалой-2 [287, 289, 291] [c.394]

После этих операций уран переводят в твердое состояние — в один из окислов или в тетрафторид иР4. Но этот уран еще надо очистить от примесей с большим сечением захвата тепловых нейтронов — бора, кадмия, лития, редких земель. Их содержание в конечном продукте не должно превышать стотысячных и миллионных долей процента. Вот и приходится уже полученный технически чистый продукт еще раз растворять — на этот раз в азотной кислоте. Уранилнитрат и02(К0з)2 при экстракции трибутил-фосфатом и некоторыми другими веществами дополнительно очищается до нужных кондиций. Затем это вещество кристаллизуют (или осаждают пероксид 1)04-2Н20) [c.363]

Прежде чем использовать такой уран в качестве топлива, его необходимо подвергнуть тонкой очистке от примесей элементов, имеющих большое сечение захвата нейтронов, таких как редкоземельные элементы бор, кадмий и др. С этой целью УзОз растворяют в азотной кислоте и таким образом переводят в уранилнитрит, который экстрагируют раствором трибутилфосфата [c.163]

Этот изотоп нептуния представляет значительный интерес ввиду его большого периода полураспада, благодаря которому он может быть получен и исследован в макроколичествах. Поскольку удельная радиоактивность этого изотопа сравнительно мала (около 1 500 ООО а-частиц в 1 мин. на 1 мг, т. е. примерно в тысячу раз меньше активности обычного урана), изотоп Кр сравнительно безопасен в обращении и может исследоваться обычными химическими методами. Изотоп Np образуется в урано-графитных ядерных реакторах в количестве около 0,1 /д от количества Ри зэ. На Хенфордском заводе было выделено несколько десятых грамма этого изотопа [876, 890]. Первое выделение нептуния в виде чистых соединений было произведено, повидимому, Магнуссоном и Лаша-пелем [М65] в 1944 г., причем выделенный ими изотоп Кр2 был получен действием нейтронов на уран. По имени этого изотопа нептуния получило свое название радиоактивное семейство нептуния (4га- - 1) [ЕЗЗ, Н109, С57, 890, 8127], поскольку изотоп Кр23 является наиболее долгоживущим из всех членов семейства (4ге- -1). Сечение захвата для расщепления Np тепловыми нейтронами оказалось равным 0,019- см [062]. [c.178]

Для работы каждого ядерного реактора требуется делящийся материал, т. е. вещество, в котором происходит деление и которое служит источником энергии. Большинство реакторов содержит также материал, который сам по себе не делится, но превращается под действием нейтронов в делящийся материал. Важным ядерным топливом является природный уран он содержит 0,72% делящегося урана — изотопа и 99,27% неделя-щегося материала — изотопа который превращается в изотоп 94Ри. Поперечное сечение захвата медленных нейтронов (т. е. нейтронов с энергией 0,025 эв) у 920 намного меньше, чем у 92и (2,75 по сравнению с 687 барн). Поэтому, хотя при делении ядра в природном уране выделяющиеся нейтроны соударяются намного чаще с только примерно половина из них поглощается, а остальные могут вызвать деление других ядер и. Таким образом, поток нейтронов остается примерно постоянным. Реакции с участием изотопа следующие [c.173]

К чистоте У. предъявляются весьма высокие требования. Так, содержание примесей элементов с большим сечением захвата нейтронов (В, Сс1, Ь , РЗЭ и др.> не должно превышать стотысячных и миллионных долей процента. Для очистки исходные технич. продукты обычно растворяют в азотной к-те. Эффективным способом очистки является экстракция нитрата уранила органич. растворителями (трибутилфосфат, метилизобутилкетон). Из очищенных азотнокислых р-ров кристаллизуют ураиилнитрат и02 (N03)2-61120 пли осаждают пероксид и04-2Н20, осторожной прокалкой к-рых получают иОд. Последнюю восстанавливают водородом до иОа, к-рую действием сухого-НР при 430—600° переводят в иГ4 — основное исходное соединение для ироиз-ва металла. У. производят преим. восстановлением иГ4 кальцием пли магнием. Выплавленные слитки переплавляют в вакууме я отливают заготовки необходимой формы, к-рые затем подвергают обработке давлением в нужные изделия. [c.175]

Большое будущее сулят иттрию как конструкционному материалу для деталей ядерных реакторов. В нем сочетаются такие качества, как малое (1,3 барн) сечение захвата тепловых нейтронов, небольшая плотность, тугоплавкость, коррозионная стойкость, несплавляемость с ураном. Трубы из иттрия приближают создание реактора-размножителя, работающего на жидком металлическом топливе по ним при 1000° можно перекачивать эвтектический сплав из урана и хрома без коррозии. Окись иттрия находит применение как разбавитель ядерного топлива она образует с двуокисью урана твердые растворы. Гидрид иттрия зарекомендовал себя как термически стабильный носитель водорода, замедляющий и экранирующий активную зону высокотемпературного реактора. [c.142]

Из урановой руды необходимо получить уран в форме, пригодной для использования в ядерных реакторах. Материалом для ядерпых реакторов часто служат компактный металлический уран, сплавы его с алюминием, цирконием, молибденом, никелем и другими металлами, обладающими низкими эффективными сечениями захвата. В некоторых случаях для реакторов используют расплавы урана (например, в висмуте) или суспензии интерметаллических соединений в жидких металлах (например, суспензия иРЬз в жидком свинце). [c.8]

Для последующего использования урана в качестве реакторного топлива необходима его более тонкая очистка. Эффективное поперечное сечение захвата медленных нейтронов примесями определяет, в какой степени те или иные элементы являются нежелательными и каким должно быть их содержание в ядерночистом уране. Ниже приведены значения эффективных поперечных сечений (в барнах) захвата медленных нейтронов различными элементами. [c.204]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология