Определение мощности потока нейтронов

Работа 20.2 Определение мощности потока нейтронов [c.213]

Для определения абсолютного значения надо знать ряд величин, которые трудно найти постоянную распада, эффективное поперечное сечение захвата, мощность потока нейтронов, абсолютную активность. [c.220]

Зависимость мощности максимумов от атомных номеров. Как электронная плотность атома, так и его электростатическое поле возрастают симбатно с ростом атомного номера. Поэтому в обоих методах (РСА и ЭСА) исследователь сталкивается с затруднениями, когда требуется различить атомы с близкими атомными номерами. Ядерная плотность не является симбатной функцией атомного номера. Атомы, соседние в периодической таблице, например Ре, Со и N1, дают в Фурье-синтезах максимумы, совершенно различные по высоте. Особенно удобен НСА для установления позиций самых легких атомов материи — атомов водорода, фиксация которых в случае РСА не всегда возможна, а точность определения координат заведомо низка. Кроме того, дифракция нейтронов зависит от спиновых магнитных моментов ядер. Для потока нейтронов ядра одного и того же элемента, не совпадающие по ориентации спинового момента, являются разными ядрами. Поэтому НСА широко используется для решения специальных задач, таких, как анализ упорядоченности сплавов, образованных металлами с близкими атомными номерами анализ магнитной структуры кристалла выявление и уточнение координат атомов водо- [c.127]

Следовательно, по потоку нейтронов можно судить о тепловой мощности реактора, однако определение истинной величины потока в активной зоне связано с трудностями,обусловленными [c.550]

Так. изучение колебательно-вращательных спектров различных изотопных форм изолированных молекул паров воды позволяет с очень высокой точностью найти геометрические размеры молекул (табл. 1). Измерения длин ОН-связей и углов между ними дифракционными методами связаны с определением пространственного расположения атомов. Исследования электронной дифракции на парах воды приводят к аналогичным величинам длины связи и угла, но со значительно меньшей точностью [387]. Рентгеноструктурные исследования позволяют получить координаты атомов водорода с точностью + 0,05 -ь 0,10 А, что чаще всего оказывается далеко не достаточным для структурно-химического анализа вещества. В этом смысле нейтронография, несмотря на ограничения, вызываемые отрицательной амплитудой рассеяния нейтронов протонами, требованием больших размеров образца и малой мощностью используемых потоков нейтронов является более удобным методом исследования, позволившим установить целый )яд важных предельных оценок параметров водородных мостиков 111]. [c.16]

Активационный анализ с лабораторными Ка—Ве-, Ро—Ве-или 5Ь—Ве-источниками малой мощности, эквивалентными 25— 500 мг Ка (потоки нейтронов на расстоянии 5 сж от источника от 10 до 2-10 нейтрон сек-см ) [60, 934, 1013, 1099, 1429, 1430], проводится редко. Однако результаты показывают, что некоторые элементы определяются в смеси более легко, чем, например, при помощи спектрофотометрического метода. Точность определений, обусловленная влиянием других рад и качеством регистрации радиоизотопов, характеризуется относительными ошибками 5%, что даже несколько выше по сравнению с точностью определения при спектральных методах. Таким образом, и точность, и чувствительность гарантируют успешную применимость лабораторных источ- [c.213]

Носимый универсальный радиометр для измерения степени загрязненности поверхностей а- и Р-ак-тивными веществами, для определения мощности экспозиционной дозы излучения и плотности потока быстрых (пб) и тепловых (ill) нейтронов [c.202]

Для измерения степени загрязненности поверхностей а- и Р-активными веществами, для определения мощности дозы у-излучения и интенсивности потоков быстрых и тепловых нейтронов [c.119]

Описанный метод использован нами для расчета параметров потока в проточной части 1-й ступени турбины высокого давления мощностью 1000 Мет (ТВД-1000) АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Характеристики проточной части ТВД-1000, определенные на основании Н — 5-диаграммы [413], представлены в табл. 4.14. Результаты численного исследования течений МгО в сопловом аппарате 1-й ступени ТВД-1000 приведены в табл. 4.15. В вычислениях принято, что проточная часть соплового аппарата является каналом конической формы. [c.170]

Исследование проведено с применением рентгеновского (РУП-220-3 и РУМ-3 в режиме 200 кв, 20 ма) и -излучений (Со с активностью источника 40 г-экв радия и установка К-60000), а также отфильтрованного от медленных нейтронов смешанного потока п, 7-лучей. Мощность дозы, определенная ферросульфатным методом (выход трехвалентного железа 15,6 молекул/100 эв), варьировалась в пределах 1 —2,6 10 эв/мл сек. Облучение проводилось в специальных ячейках и ампулах со строгим соблюдением геометрии и с учетом массового коэффициента поглощения исследуемых объектов. Опыты проводились в органических, водных и щелочных растворах, в воздушной, кислородной и водородной атмосферах при различных концентрациях и температурах. [c.163]

Образец 100 мг окиси гольмия (с примесью окиси диспрозия) облучали в течение 24 час медленными нейтронами (500-миллиграммовый радиево-бе-риллиевый источник) при мощности потока нейтронов / = 0,24- О" нейтро-нов/см -сек (определение мощности потока нейтронов см. раб. 20.2). [c.211]

Граничное условие (2) можно пояснить на примере системы, в которой поток является функцией только одной пространственной координаты. Рассмотрим две полубесконеч-ные среды, обладающие различными диффузионными свойствами и имеющие общую границу в х — О. Обозначим среду слева индексом т=1, справа т=2. Далее, для определенности, предположим, что па поверхности раздела этих сред имеется плоский изотропный источник нейтронов мощностью д . Предположим также, что наличие этого источника не изменяет диффузионных свойств сред. Если (х) есть составляющая плотности потока нейтронов в среде тп в точке х в положительном направлении X, то, согласно условию (2), [c.125]

Нейтронно-активационные методы определения мышьяка характеризуются очень высокой чувствительностью, которую можно легко регулировать как продолжительностью облучения, так и мощностью используемого потока нейтронов. При облучении пробы потоком нейтронов нейтрон/см -сек в течение 6 мин. можно обнаружить до 10 г As, а при облучении том же потоком нейтронов в течение 10 час. можно обнаружить до 10 г As [37, 472, 903, 905, 1060]. При использовании навески анализируемого материала массой 0,1 г метод позйоляет определять до 1-10 —1- 10 % As. Наряду с такой высокой чувствительностью, нейтронно-активационные методы характеризуются также хорошей точностью ошибка определения мышьяка, как правило, ниже 2%. [c.108]

Для примера на рнс. 14 приведен истинный дифференциальный спектр нейтронов реактора GTR с водой в качестве замедлителя [86]. На рисунке показано также влияние различных фильтров на спектр нейтронов. Для работ по активационному анализу часто желательно знать интегральный поток нейтронов, энергия которых лежит выше определенной величины. В таСл. 4 приведены интегральные потоки нейтронов, получаемых в различных каналах исследовательского реактора TRIGA [871. Реактор TRIGA имеет мощность 250 кет и дает максимальный поток тепловых нейтронов 4,9-10 нейтрон см сек). [c.61]

Дальнейшее повышение чувствительности радиоактивационного анализа может быть достигнуто использованием при облучении более интенсивных потоков нейтронов 10 нейтр1см сек и тормозного излучения с энергией 30—35 Мэе и мощностью дозы до 10 —10 рентг1м-мин. Последнее позволит повысить чувствительность определения кислорода, азота и углерода до 10" —10" %. Применение низкофоновых счетчиков с 4я-геометриек и создание многоканальных у-спектрометров с вычитанием комптоновского рассеяния также позволит повысить чувствительность определения примерно на порядок. [c.12]

В момент остановки в реакторе существует какая-то определенная комбинация концентраций йода и ксенона. Эта комбинация зависит, конечно, как показйвают уравнения (9.258) и (9.261), от истории работы реактора, т. е. от характера поведения мощности (нейтронного потока) и предыдущие моменты времени. Величины концентрации йода и ксенона после остановки реактора можно получить, если положить ср(/) = 0 и принять момент времени i = О за начало расхолаживания. Тогда [c.454]

Удаление радиоактивных ксенона и криптона иэ смесей с другими газами представляет определенный интерес для ядерной индустрии. Возможность осуществления удаления путем избирательного проникания через мембраны иа силиконового каучуаз. изучалась Комиссией США по атомной энергии, и подробная информация об экспериментальных результатах и экономике процесса содержится в работах /72-75/. Процесс очистки от загрязнений можно применять для следующих газов а) воздуха помещений, в которых установлены ядерные реакторы, после случайной утечки продуктов распада б) газовых отходов из установок для обработки истощенного реакторного топлива в) газов, которые используются для создания защитной оболочки в некоторых типах ядерных реакторов (например, таких, как охлаждаемые расплавами солей или натрием реакторы с расширенным воспроизводством ядерного топлива, которые непрерывно выделяют газообразные продукты деления). На фиг. 18 показана схема газоразделительной установки для извлечения ксенона и криптона из аргоновой защитной оболочки охлаждаемого натрием реактора на быстрых нейтронах мощностью 1000 МВт. Через установку необходимо непрерывно пропускать небольшой поток защитного газа, удаляя иэ него значительное количество радиоактивных благородных газов, образующихся в качестве продуктов деления, чтобы стало возможным возвращение более 90% питательного газового потока в реактор или выпуск его в атмосферу. Выходящий из верхней части газоразделительной установки газ, содержащий концентрированный ксенон и криптон, сжимают до 155 ати и отправляют в обычный цилиндрический резервуар. Производительность, размер и затраты на установку дпя трех скоростей выделяемого газа, вычисленные в работе /75/, приведены в табл. 6. Значения скорости соответствуют рециркуляции 90,99 и 99,8% питательного потока после снижения радиоактивности возвращаемого газа до приемлемого уровня. [c.361]

Наиболее очевидные преимущества жидкого горючего — отсутствие затрат на приготовление твэлов н растворение их при химической переработке, а также возможность непрерывного удаления из горючего некоторых продуктов деления и непрерывной замены горючего. Все это создает определенные преимущества для реакторов, имеющих сверхмощные нейтронные потоки. Большое значение имеет также то обстоятельство, что жидкое горючее само может являться теплоносителем. Циркуляция горючего из активной зоны реактора к парогенератору (или другому поглотителю тепла) не создает трудностей в выборе д1атериалов реактора, обеспечивает высокие скорости теплоотвода и, следовательно, получение большой мощности с единицы веса горючего. Упрощается также контроль за горючим. Повышение скорости деления приводит к возрастанию скорости тепловыделения, что, в свою очередь, вызывает термическое расширение горючего. В результате часть горючего [c.367]

В результате облучения анализируемая проба становится радиоактивной, а следовательно, и источником ионизирующего излучения, которое представляет определенную радиационную опасность. Следует заметить, что при активационном анализе интенсивность полного излучения пробы не всегда одинакова и зависит от условий облучения. Так, мощность экспозиционной дозы у-излучения пробы сравнительно мала после облучения большинства материалов потоками тепловых нейтронов плотностью менее 10 нейтрон см -сек). В этом случае часто бывает достаточно применить простую защиту в виде экранов из свинца и некоторые несложные. метоцы работы. [c.54]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология