МэВ-нейтроны тепловые нейтроны

Для того чтобы подчеркнуть большую разность в поперечных сечениях для быстрых и медленных нейтронов, имеет смысл рассмотреть кроме деления и другие типы реакций, вызываемых нейтронами. Тепловые нейтроны могут быть захвачены практически всеми ядрами, и захват обычно приводит к (п, у)-реакции. Этот процесс, называемый радиоактивным захватом, известен как для делящихся, так и для неделящихся ядер и поэтому является процессом, конкурирующим с делением. Поперечные сечения таких реакций часто очень велики, и, как это можно видеть на при- мере кадмия (рис. 11-15), поперечные сечения могут быстро уменьшаться с ростом энергии бомбардирующего нейтрона. Можно было бы предположить, что в результате деления ядра происходит расщепление атома на два осколка примерно одинаковых размеров. Это, однако, неверно. Из рис. 11-16 видно, что [c.417]

Несут отрицательный заряд Быстрые нейтроны. Тепловые нейтроны захватываются ядрами. Эффективность захвата определяется поперечным сечением захвата поглощающих ядер [c.115]

В другой методике — абсорбционной — используется способность некоторых элементов к сильному поглощению тепловых нейтронов, вне зависимости от того, образуются ли при этом радиоактивные изотопы или нет. Для этого исследуемый плоскостной образец помещают между двумя листками детектора нейтронов и подвергают облучению точечным источником так, чтобы поток нейтронов падал перпендикулярно к плоскости образца. В качестве детекторов применяют 1п, КЬ или Оу, обладающие большими сечениями активации и быстро дезактивирующиеся после снятия с облучения. Это позволяет использовать их многократно. После облучения сравнением активностей обоих детекторов определяют относительное ослабление потока нейтронов, которое пропорцио- [c.211]

Медленные и тепловые нейтроны регистрируют специальными счетчиками нейтронов, в которых в результате ядерных экзоэнергетических реакций образуются заряженные частицы. Кроме борного счетчика, часто используется и гелиевый детектор, рабочим веществом которого является Не. Образующиеся в результате взаимодействия нейтронов с гелием протоны [c.76]

Широко применяемые нейтронные генераторы как правило работают при ионном токе несколько сот микроампер, что обеспечивает выход нейтронов 10 —10 нейтрон сек. В результате замедления быстрых нейтронов получают потоки тепловых нейтронов интенсивностью 10 —10 нейтрон [см -сек). В настоящее время разработаны нейтронные генераторы, устойчиво работающие при полном рабочем токе 2—5 ма. С помощью таких генераторов получают потоки нейтронов интенсивностью до 10 нейтрон сек при работе в непрерывном режиме [56]. При работе в импульсном режиме короткие нейтронные импульсы достигают исключительно высокой интенсивности порядка —10 нейтрон сек. [c.47]

Перспективным путём решения этой проблемы, как известно, является использование реакторов на быстрых нейтронах, обеспечивающих воспроизводство ядерного горючего [72]. Развитие бридеров направлено на достижение возможно более полного использования топливных ресурсов атомной энергетики с целью расширения как её топливной базы, так и стабилизации стоимости отпускаемой ею полезной энергии. Очевидно, что суммарная мощность бридерных установок и их характеристики расширенного воспроизводства вторичного ядерного горючего должны быть достаточны для обеспечения работы и ввода новых мощностей бридеров, а также для развития реакторов на тепловых нейтронах. Основными направлениями решения этих задач является создание бридерных установок с высокими воспроизводящими характеристиками в отношении ядерного горючего, а также снижения удельного потребления ядерного горючего в реакторах на тепловых нейтронах. Разработка бридеров должна быть направлена как на достижение малых времён удвоения ядерного горючего, характеризующих предельный темп развития мощностей бридерных установок без внешней подпитки их ядерным горючим, так и на достижение высоких значений коэффициента воспроизводства. [c.205]

Реакторами на тепловых нейтронах называются реакторы, в которых нейтроны до поглощения приходят в тепловое равновесие с материалами реактора. В типичном энергетическом реакторе тепловые нейтроны имеют скорость около 2200 м/сек. При такой скорости сечение захвата нейтронов значительно больще, чем для быстрых нейтронов. [c.12]

Часто в реакторах на тепловых нейтронах активная зона с однородно распределенным делящимся материалом находится в центре реактора, все остальное пространство заполнено замедлителем. Такие однозонные реакторы для уменьшения утечки нейтронов обычно окружают отражателем из замедляющего материала. При захвате нейтронов оболочкой двухзонного реактора образуются новые делящиеся материалы. Таким образом, материал оболочки участвует как в прерывном, так и непрерывном процессах и компенсирует расход топлива. [c.68]

Со временем происходит изменение активности первоначально чистого тория после облучения его в любом тепловом реакторе при данных потоках тепловых нейтронов, но величина активности в какое-либо время сильно зависит от спектра нейтронов в реакторе. Так как ( , 2п)-реакция в ТЬ , которой начинается цепочка, идет только с нейтронами, обладающими энергией более 6,35 Мэе, то активность в какое-либо время пропорциональна отношению этих быстрых нейтронов к потоку тепловых нейтронов, определяющему величину эффективного теплового сечения 0 2 ( , 2п). Это отношение потоков в тории может быть понижено путем введения замедлителя между элементами, содержащими торий, и элементами, содержащими делящиеся материалы, или путем применения тонких тепловыделяющих элементов из смеси тория и урана. Этим создается большая вероятность того, что энергия быстрых нейтронов деления при столкновении их с замедлителем упадет ниже порога (я, 2л)-реакции. [c.269]

Атмосферный азот состоит из двух изотопов N7 (99,63%) и N7 (0,37%). Изотоп > N7 используется для захвата тепловых нейтронов в атомных реакторах. Известны радиоактивные изотопы азота N7 и N7. Ядра азота содержат 7 протонов и в соответствии с атомным весом изотопов N7, N7, N7, N7 — шесть, семь, восемь и девять нейтронов. [c.14]

Значения эффективных сечений для тепловых нейтронов надо относить к стандартной энергии 0,025 eV. Обычно используемые тепловые нейтроны имеют сложный спектр с неизвестной средней энергией. Однако пока и для образца и для используемого для калибровки стандарта выполняется закон 1/у , это обстоятельство не приведет к ошибке ни в опытах по ослаблению пучка, ни в опытах с активацией. Так как для резонансного захвата закон 1/у никогда не имеет места, то, если где-либо выше тепловой области есть резонансный захват, надо пользоваться кадмиевой разностью вместо полного эффекта. Если же резонансное поглощение происходит внутри тепловой области, так что даже в ней нельзя применять закон 1/у , то осмысленные значения эффективных сечений можно дать только для резко выделенных определенных значений энергии или же для хорошо известного нейтронного спектра. Например, для d [100, 37], у которого есть резонансный захват в тепловой области, эффективное сечение в максимуме (0,18 eV [ПО]) достигает 62-10- см , для 0,025 eV оно равно примерно 20-Ю- см , а для обычного спектра тепловых нейтронов—25-10 см . В этом случае в результате захвата получается стабильное ядро. [c.50]

В ряде случаев, вместо эффекта ослабления гамма-излучения пользуются свойством водорода влаги интенсивно задерживать быстрые нейтроны. Этот способ 22,.Схе-применим для неорганич. материалов, не ма датчика содержащих кристаллизационной воды, и осуществляется по след, схеме (рис. 22). галоген-Около объекта измерения устанавливают ный счетчик источник быстрых и приемник тепловых нейтронов, соединенный с электронным кадмия з — прибором последний измеряет плотность источник нейтронного газа, функционально свя- свинцо-занную с влажностью измеряемого веще- вый цилиндр, ства. [c.155]

Однако определение нек-рых элементов Р. а. на медленных нейтронах может встречать значительные трудности. Такими трудностями могут быть очень малые или очень большие периоды полураспада образующихся радиоизотопов, излучение сравнительно мягких рентгеновских лучей или электронов и у-лучей низкой энергии, что вызывает большие осложнения при регистрации этих излучений, наконец, слишком малое сечение активации. Поэтому метод определения легких элементов от Н до Ке, а также Mg, 8, Т1, Ке, КЬ, Т1, РЬ, В1 с помощью активации тепловыми нейтронами малопригоден. Для определения указанных элемеитов могут использоваться другие ядерные реакции, В первую очередь это реакции, идущие на быстрых нейтронах [c.224]

Характер взаимодействия нейтронов с веществом в значительной степени зависит от их энергии. Поэтому различают тепловые, промежуточные и быстрые нейтроны. Тепловые нейтроны имеют среднюю энергию примерно одного порядка с кинетической энергией атомов и молекул среды ( —0,04 эв при 20° С) лишь, небольшая часть нейтронов этой группы обладает энергией более 1 эв. Энергии промежуточных нейтронов, как показывает само название, находятся в пределах между энергиями тепловых и быстрых нейтронов. Нижняя граница энергии быстрых нейтронов в значительной мере условна. Часто ее принимают равной 100 кэв. [c.39]

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]

Этими соотношениями определялось бы воспроизводство ядерного горючего, если бы весь процесс шел на тепловых нейтронах. В действительности же в процессе в некоторой степени участвуют и быстрые нейтроны, часть которых расходуется на деление урана-238, что дает прирост быстрых нейтронов примерно на 3%. Другая часть быстрых нейтронов в процессе замедления испытывает резонансное поглощение в уране-238, что является существенным источником образования плутония. Для одного экспериментального реактора, работающего на природном уране, Мэррей [1 ] определил, что резонансное поглощение испытывают 10% быстрых нейтронов. Наконец, 4 % быстрых нейтронов теряется вследствие утечки из системы. Таким образом, из исходных 100 нейтронов подвергаются тепловому использованию только 89 нейтронов (100+ + 3 - 10 — 4 = 89). [c.9]

Большие перспективы для промышленности имеют реакторы с сильно обогащенным ураном, которые работают на быстрых нейтронах. Они не нуждаются в замедлителе и их критическая масса значительно меньше, чем для реакторов на тепловых нейтронах. Так как быстрые нейтроны легко захватываются ураном то в таких реакторах условия для образования плутония особенно благоприятны. Последний может получаться в количестве, превышающем расход урана U- . Тогда расщепляющийся материал не только не расходуется, ио даже увеличивается в количестве за счет превращения так что весь уран может быть использован. Реакторы этого типа называемые воспроизводящими, однако, технологически менее разработаны, чем те, которые работают на тепловых нейтронах. [c.195]

Реакторы на быстрых нейтронах обладают рядом особенностей, существенно отличающих их от реакторов, работающих на тепловых нейтронах. К таким особенностям относится прежде всего возможность расширенного воспроизводства горючего. Для осуществления этого процесса, как известно, необходимо, чтобы один нейтрон деления обязательно расходовался на поддержание цепной реакции и не менее одного нейтрона—на воспроизводство ядерного горючего. В этом случае количество вновь образовавшегося делящегося вещества будет больше количества разделившегося горючего. Для расширенного воспроизводства горючего особенно важное значение имеет баланс нейтронов в реакторе, т. е. распределение нейтронов, возникающих в процессе деления. Чем большая доля нейтронов будет бесполезно теряться в реакторе, тем менее возможен достаточно высокий коэффициент воспроизводства горючего. В реакторе, работающем на тепловых нейтронах, баланс последних особенно неблагоприятен для воспроизводства горючего. При большом количестве замедлителя много нейтронов в процессе замедления захватывается замедлителем, если даже в качестве замедляющих материалов используются вещества с малым сечением захвата нейтронов. Присутствие теплоносителя, обычно хорошо замедляющего нейтроны (например, вода), также приводит к потере некоторой доли нейтронов. [c.263]

Из предыдущего следует, что сечение захвата теплового нейтрона данным ядром весьма чувствительно к энергиям и ширинам его резонансных состояний. В частности, если существует резонансное состояние в пределах около 0,01 эв (положительное или отрицательное по энергии) относительно энергии связи нейтрона, то сечение захвата может быть очень большим. Если же резонансы достаточно удалены, то сечение может быть довольно малым и отвечать закону Hv. Таблицы сечений для тепловых нейтронов даются в приложении В. Поскольку величины сечений определялись различными экспериментальными методами, то не всегда легко сравнивать и табулировать их. Многие результаты были получены при использовании нейтронного спектра, характерного для определенного ядерного реактора. В других случаях применялись тепловые нейтроны, характеризующиеся достаточно хорошо максвелловским распределением по скоростям (нри температуре 20°). Ряд сечений был получен при определенных энергиях нейтронов, что обеспечивалось применением нейтронных монохроматоров. Следуя обычной практике, были составлены таблицы сечений реакций под действием нейтронов, обладающих скоростью 2,20-10 см/сек (что соответствует энергии 0,025 эв и наиболее вероятной скорости в максвелловском распределении при 20°). [c.337]

Реакторы на быстрых нейтронах обладают рядом преимуществ, но также и некоторыми недостатками по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. При использовании быстрых нейтронов малая продолжительность жизни последних затрудняет регулирование реактора и повышает опасность эксплуатации. Малые значения сечений реакции деления на быстрых нейтронах вызывают необходимость использования в активной зоне высоких концентраций ядерного топлива, что повышает плотность тепловыделения и осложняет проблемы теплообмена. С другой стороны, выбор конструкционных материалов и компонентов сплавов расщепляющегося вещества с другими металлами для реакторов на быстрых нейтронах значительно шире вследствие того, что большинство элементов имеет довольно малые сечения захвата нейтронов в интересующем интервале энергии. Накопление ядовитых продуктов деления в этом случае также не имеет столь серьезного значения, как для реакторов на тепловых нейтронах. [c.481]

Итальянский физик Энрико Ферми (1901—1954) первым обстоятельно изучил бомбардировку нейтронами. Свою работу он начал почти сразу же, как только узнал об открытии нейтрона. Он обнаружил, что пучок нейтронов инициирует ядерные реакции особенно эффективно, если он проходит через воду или парафин. Легкие атомы этих веществ при каждом столкновении поглощают некоторое количество энергии нейтронов, но самих нейтронов при этом не поглощают. Следовательно, нейтроны замедляются настолько, что в конечном итоге движутся со скоростью обычных молекул, находящихся при комнатной температуре. Такие тепловые нейтроны находятся вблизи отдельных ядер в течение секунды или немногим более, следовательно, вероятность того, что ядро поглотит нейтрон, в этом случае выше, чем при бомбардировке быстрыми нейтронами. [c.174]

Решающую роль в развитии ядерной химии сыграло открытие в 1939 р. процесса деления ядер урана тепловыми нейтронами [c.661]

Цирконий почти не захватывает медленные (тепловые) нейтроны. Это его свойство в сочетании с высокой стойкостью против коррозии и механической прочностью прн повышенных температурах делает цирконий и сплавы на его основе одним из главных конструкционных материалов для энергетических атомных реакторов. К важнейшим сплавам циркония относятся ц и р к а л [c.650]

Уголь каменный Уголь бурый Нефть Природный газ Сланцевая смола Уран (используемый в реакторах на тепловых нейтронах) Условное топливо 27,6 13.8 41.9 34,3 40.0 475-10 29.0 0,94 0,47 1.43 1,17 1.37 16,2-ЮЗ 1.0 0,67 0,33 1.0 0,83 0,95 11,33-ЮЗ 0,7 [c.9]

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]

Для того чтобы подчеркнуть большую разность поперечных сечений для быстрых и медленных нейтронов, имеет смысл рассмотреть, кроме деления, и другие типы реакций, вызываемых нейтронами. Тепловые нейтроны могут быть захвачены практически всеми ядрами, и захват обычно приводит к (м, у)-реакции. Этот процесс, называемый радиоактивным захватом, известен как для делящихся, так и для неделящихся ядер, и поэтому является процессом, конкурирующим с делением. Поперечные сечения таких реакций часто очень велики, и, как это можно видеть на примере кадмия (рис. 11-15), они могут быстро уменьшаться с ростом энергии бомбардирующего нейтрона. Можно было бы предположить, что в результате деления ядра происходит расщепление атома на два осколка примерно одинаковых размеров. Это, однако, неверно. Из рис. 11-16 видно, что наблюдается несимметричное деление с максимумами содержания продуктов деления с массовыми числами в области величин 95 и 139. Симметричное деление имеет место только на 0,01—0,02%. Кривая имеет несимметричный вид для деления как тепловыми, так и быстрыми нейтронами (если в последнем случае энергия нейтронов не слишком высока). При очень высокой энергии частицы, например при энергии 200 или 300 Мэв, кривая распада принимает совершенно другую форму, приближаясь к кривой симметричного типа, и имеет довольно плоский мякгимум Большое практическое значение процессов деления объясняется огромным количеством энергии, которая выделяется при каждом ядерном делении. Это можно видеть нз кривой энергий связей [c.398]

Представляется интересным учесть влияние движения ядер на процессы взаимодействия их с нейтронами в отношепни функции рассеяния и детальной зависимости поперечных сеченн11 нейтронов для энергий порядка к2. Полученная выше в виде уравнения (4.43) и табл. 4.1 функция рассеяния определялась для неподвижных ядер, поэтому они неприменимы к рассеивающим столкновениям тепловых нейтронов (нейтронов с энергией порядка кТ). Вследствие теплового движения ядер от ядра к нейтрону может быть передана некоторая энерпгя, что приведет к увеличению скорости движения и энергии нейтрона. При столкновениях же между нейтронами и неподвижными ядрами мо кет происходить лишь уменьшение энергии нейтрона (и увеличение энергии ядер). [c.88]

Из рассуждений, приведенных выше, ясно, что в этой модели мощность источника односкоростпых тепловых нейтронов в любой заданной точке среды есть просто плотность первого рассеивающего столкновения быстрых нейтронов в этой точке. Это совершенно отличается от точечного источника, изученного в 5.2, б. В данном случае быстрый нейтрон не учитывается в плотности тепловых нейтронов, пока он не испытает первого рассеивающего столкновения, после чего он считается тепловым. [c.163]

Физически двугрупновая модель предполагает, что поведение быстрых нейтронов в реакторе с отражателем может быть описано с помощью одного диффузионного уравнения (в каждой области) при подобранных должным образом поперечных сечениях быстрых нейтронов. Тепловые нейтроны объединяются во вторую группу обычным способом. Таким образом, в случае применения указанной модели к многозонному реактору вводятся два дифференциальных уравнения для каждой области одно — для описания тепловой группы и другое — для описания быстрой группы. Решения этих уравнений в каждой области сшиваются с соответствующими решениями в прилегающих областях с подходящими граничными условиями для каждой группы с учетом требований, налагаемых на решения в центре и на внешней границе реактора. Интенсивность источников тепловых нейтронов в каждой группе пропорциональна потоку быстрых нейтронов, а в областях, содержащих делящееся вещество, интенсивность источников группы быстрых нейтронов пропорциональна тепловому потоку. При проведении последующего решения основное внимание будет уделено аналитической постановке вопроса и решению в частном случае двузонного реактора с внешней неразмножающей областью. Методы, развитые в данном случае, легко обобщаются (в принципе) на более общие ситуации. [c.330]

Представляет также интерес сравнить формы нейтронных потоков. Односкоростной расчет 4 дает кривую, показанную на рис. 8.20а. Двугрупповой расчет 6 дает распределение потока тепловых нейтронов, которое, как следует из уравнений (8.170) и (8.179), а также из табл. 8.3, представляет собой линейную комбинацию двух функций в активной зоне и в отражателе. Для потока тепловых нейтронов в сферической активной зоне оно имеет вид [c.338]

Возможность подавления активации тепловыми нейтронами с помощью фильтров исследовали Джуле и др. [100]. Образцы облучали с помощью пневмопочты, конец которой находился во внещнем кольце топливных элементов реактора TRIGA (кольцо F). Образцы помещали в специальный челнок , экранированный бором и кадмием. Наилучшие результаты получили с челноком из эпоксидной смолы, снаружи покрытым фильтром из бора и кадмия. Дополнительное улучшение в уменьшении активации тепловыми нейтронами дает кадмиевое покрытие внутри челнока, которое поглощает нейтроны, термализирующиеся в его стенках. При облучении в этих условиях удельная активность составила 0,8% удельной активности, образующейся при облучении без фильтров. [c.69]

Следует отметить, что в замкнутом по всем актинидам топливном цикле доля делений ядер урана и плутония в тепловых реакторах (ТР) превышает 92%. Таким образом, введение в топливо Мр, Ат, Ст мало что даёт с точки зрения улучшения использования топлива. Более того, введение Мр и Ат в топливо требует увеличения потребления 235 таким образом, ухудшает использование топлива на начальных этапах развития ЯЭ. И только решение проблемы снижения долговременной радиационной опасности может заставить использовать Мр, Ат в виде топлива в твердотвэльных реакторах на тепловых нейтронах для их трансмутации или, вернее, сжигания. [c.167]

Активация нейтронами. Принципы нейтронного активационного анализа теперь уже хорошо установлены и больше но нуждаются в подробном разборе. Так как сечение захвата быстрых нейтронов обычно много меньше, чем сечение захвата медленных нейтронов [4], ошибки за счет самоэкранирования нри активационном анализе на быстрых нейтронах будут меньше. Так, нанример, в то время как для мышьяка сечение захвата медленных, или тепловых, нейтронов (эффективная энергия около 0,02 эв) равно 4,3 барн, его сечение поглощения для быстрых нейтронов, или нейтронов деления (эффективная энергия около 1 Мэв), составляет всего несколько миллибарн. Для хрома сечепие захвата медленных нейтронов равно 3,1 барн, а для быстрых нейтронов сечение захвата не определено. Но оно, вероятно, должно быть меньше, чем у мышьяка, так как, в общем, сечение захвата быстрых не11тронов уменьшается с уменьшением атомного номера [5]. Однако активация быстрыми нейтронами дает преимущества лишь в том случае, когда получается отвечающая предъявляемым требованиям чувствительность онределенпя следов примесей. При определении серы с помощью реакций 3 (га, на медленных нейтронах и 8 (р,п)Р на быстрых нейтронах сечение захвата быстрых нейтронов 8 несколько меньше, чем сечение захвата медленных нейтронов 8 (60 [6] и 260 мбарн [7] соответственно), но за счет большего относительного содержания и легкости регистрации наведенной активности в данном случае метод активации быстрыми нейтронами оказывается более чувствительным [8]. [c.169]

В некоторых реакторах делящийся материал равномерно распределяется в среде замедлителя. В качестве примеров можно привести гомогенные водные реакторы и реакторы с импрегни-рованным графитовым горючим. Для химической переработки топлива применяются реакторы на тепловых нейтронах с низким отношением делящегося вещества к другим составляющим активной зоны. Делящееся вещество может быть смешано с большим количеством топливного сырья, как например в природном уране, или разбавлено другим веществом, например алюминием. Если же применяется обогащенное топливо или чистое делящееся вещество, то загрузка делящегося материала для создания критических параметров и соответствующая общая загрузка топлива в систему значительно снижаются по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. [c.24]

Свойство делиться при захвате нейтронов не ограничивается ураном. Нейтроны с энергией порядка единиц Мэв делят ядра всех тяжелых элементов, начиная с номера 88 (радий). Некоторые из их изотопов, например Th , Pa"a , Pa aa, Pu 39 рц24о jj др делятся также тепловыми нейтронами. Деления могут быть вызваны также и другими частицами, если их энергия достаточно велика, например протонами, дейтеронами, а-частицами, а также у-фотонами. [c.174]

Использование бора и боридок в технике. Элементарный бор применяется в различных отраслях техники. D электронике он используется прн высоких температурах как полупроводник, а при низких — как электронный нроводник. В ядерной технике используется способность изотопа В поглощать тепловые нейтроны. При захвате бором нейтронов происходит ядерняя реакция °В(п, a) Li, которую используют для регистрации нейтронов в специальных приборах — борных счетчиках и борных камерах эти приборы наполнены газообразным фторидо и бора ь ли покрыты с внутренней стороны карбидом бора. [c.349]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология