Выделение энергии продуктами, деления

ВЫДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГИИ ПРОДУКТАМИ ДЕЛЕНИЯ [c.51]

СКОЛЬКО частей. При этом делении высвобождается большое количество энергии (примерно 200 Мэе при расщеплении одного ядра). Продукты деления образуют по крайней мере два-три нейтрона, способные в определенных условиях вызвать дальнейшее деление ядер урана. Однако они могут также принимать участие в нежелательных реакциях (могут быть поглощены или покидают систему). Следовательно, обязательным условием поддержания цепной реакции в реакторе является выделение каждым расщепленным ядром хотя бы одного нейтрона для деления следующего ядра. Условие поддержания процесса деления характеризуется коэффициентом размножения нейтронов реактора, т. е. отношением числа всех образующихся при делении в определенном поколении нейтронов к числу нейтронов предыдущего поколения, вызвавшего это деление. [c.549]

Этих и других недостатков лишены краски, препятствующие обрастанию, после введения в них или нанесения на металлическую поверхность технеция-99. Металлический технеций наносится на основной металл электроосаждением, металлизацией, распылением или другими способами вводится в поверхностный слой подложки. Элемент технеций с атомной массой 99 и зарядовым числом 43 не найден в природе, но он получается при протекании ядерных реакций в, реакторе. Метод получения технеция из продуктов деления основан на выделении его из отходов при помощи ионного обмена. Дешевая технология получения этого элемента и его соединений в достаточном количестве была разработана комиссией по атомной энергии. [c.126]

Поскольку ядра-осколки и продукты их последующих запаздывающих распадов могут образовываться в возбуждённых состояниях, то при делении возможно излучение мгновенных и задержанных гамма-квантов. В табл. 13.1.1 [1] приведены средние энергии, уносимые продуктами деления ядер В первых трёх строках указаны мгновенные каналы выделения [c.114]

В самом деле, химические исследования необходимы практически на всех этапах производства ядерной энергии и последующей переработки ядерных отходов. Так, геохимия играет решающую роль при поиске урановых месторождений. Далее, химическое разделение является важнейшей стадией всего технологического цикла, начинающегося с концентрирования руды на урановых мельницах, завершающегося полностью автоматизированной и управляемой на расстоянии переработкой топливных элементов ядерных реакторов. Роль последней стадии неоднозначна. Выделение плутония из продуктов деления, с одной стороны, вносит элемент рециклизации в использование ядерного топлива, что можно приветствовать. С другой — делает более доступным плутоний, который может применяться и для производства ядерного оружия. [c.73]

Деление ядра всегда сопровождается исчезновением определенного количества массы. Ввиду существующего соотношения между массой и энергией Е = тс ) это значит, что в процессе деления должна выделяться энергия. Действительное количество выделенной энергии, естественно, зависит от продуктов данного процесса деления. Выход продуктов деления 9211 при [c.171]

Экономический анализ использования [2] для очистки смешанных продуктов деления (СПД) сделать затруднительно, так как стоимость их неопределенна. Кроме того, если появится необходимость выделения специфических изотопов, это снизит возможность использования СПД. И, наконец, размеры, физические характеристики хранилищ-цилиндров затрудняют их использование для очистки. Цилиндры имеют диаметр 25,4 см, высоту 2,4— 2,7 м, вес 454 кг и содержат продукты деления, дающие 48 000 Мет сутки. Округленный расчет показывает, что 216 цилиндров с возрастом от 2 до 20 лет дают 70 кв энер-1ИИ у-излучения. Чтобы поддержать такую энергию постоянной, необходимо заменять 12 цилиндров в год. Таким образом, чтобы поддерживать мощность энергии у-излучения в 600 кв, необходимую для предприятия, нужно 1850 цилиндров, из которых 100 цилиндров в год следует заменять. х [c.132]

Выделение астата из мишеней (РЬ, Bi, Th, U), облученных протонами высоких энергий, представляет значительно более сложную задачу, поскольку необходимо отделение от большого числа элементов и в том числе от аналога—иода (суммарное сечение образования продуктов деления и расщепления 10- см , тогда как сечения образования астата составляют —10 см ). Ниже приводится метод выделения астата, разработанный в ОИЯИ (Дубна) [49]. [c.214]

При производстве атомной энергии встречается ряд особых проблем, которые не возникают при получении энергии из обычного ископаемого топлива, как уголь или нефть. Из-за несравненно более высокой интенсивности выделения энергии и образования продуктов деления изменяются структурные и ядерные свойства топлива, которые мешают полностью использовать все ядерное топливо любой разовой загрузки реактора. Взаимные превращения делящихся веществ и топливного сырья, происходящие при работе реактора, вносят дополнительные осложнения, не встречающиеся при сжигании ископаемого топлива. [c.11]

В том случае, если условия облучения определены не по нейтронному потоку, а по выделению энергии, выход продуктов деления можно рассчитать по соотношению [c.41]

В разделе 1.3.1 указывалось, что около 5% энергии процесса деления выделяется с р- и уизлучением при радиоактивном распаде продуктов деления. Это количество энергии — около 10 ккал/г продуктов деления — приблизительно эквивалентна 1 Мвг-ч1г. Большая часть этой энергии выделяется очень быстро,, но продолжающееся спустя несколько дней и даже месяцев выделение остальной части энергии вызывает серьезные трудности прИ разработке химических процессов обработки облученного топлива. [c.51]

Уменьшение энергии смешанного Р-излучения при охлаждении горючего, очевидно, определяется предыдущей историей облучения топлива. По истечении приблизительно десяти дней наблюдается лишь относительно медленное уменьшение общей интенсивности выделения энергии. Величина времени охлаждения топлива перед химической переработкой определяется распадом некоторых определенных продуктов деления, как (период полураспада 8,0 суток), или тяжелых изотопов, как протактиний-233 или уран-237 (см. гл. 4). [c.52]

Типичной проблемой является хранение азотнокислых растворов с активностью, измеряемой сотнями кюри на литр, содержащих смесь продуктов деления, продукты коррозии оборудования, реагенты, используемые в процессе, и возможные разбавители ядерного горючего, такие как алюминий. Эта проблема усложняется тем, что количество энергии, выделяемой в растворе, может достигать 1 вт л, что ведет к радиационному и термическому разложению и выделению газов. [c.227]

Одной из отличительных черт радиоактивных растворов является непрерывное выделение энергии вследствие непрерывного распада продуктов деления. Энергия Р- и у-лучей превращается в тепловую энергию. Величина тепловыделения может быть легко вычислена по формуле [c.264]

Прямой процесс фторирования и испарения фторидов был разработан Аргоннской национальной лабораторией для выделения урана и плутония из отработанной двуокиси урана, использовавшейся в качестве ядерного топлива для производства энергии. После удаления оболочки топливные элементы обрабатываются фтором для превращения окислов в соответствующие фториды. Уран может быть отделен от плутония за счет большей скорости фторирования тетрафторида и различия в химической активности гексафторидов. Таким путем достигается разделение урана и плутония и их высокая очистка от продуктов деления. [c.123]

ВЫДЕЛЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ ПРОМЕТИЯ ИЗ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ УРАНА ПРОТОНАМИ С ЭНЕРГИЕЙ 680 Мае [c.299]

В реакциях деления ядро расщепляется на два новых сильно радиоактивных ядра с неодинаковыми массами. Реакция деления ядра сопровождается выделением огромного количества энергии. При протекании, например, рассматриваемой реакции выделяется около 200 МэВ (за счет деления ядра 165 МэВ и за счет радиоактивного распада продуктов 35 МэВ). Энергия в 200 МэВ эквивалентна 19,2- 10 кДж/моль, ли 8,4- 10 кДж/кг Это эквивалентно [c.661]

В реакции деления ядро расщепляется на два других сильнорадиоактивных ядра с неодинаковыми массами. Реакция сопровождается выделением огромного количества энергии. (За счет деления ядер и радиоактивного распада продуктов этой реакции выделяется 19.2-10 кДж/моль, или 8,4-10 кДж/кг что соответствует теплоте сгорания 2 млн. кг высококалорийного ископаемого угля.) [c.14]

Ядерные цепные реакции деления, осуп ,ествляемые в атомных котлах, служат мощным источником атомной энергии, а также для получения различных радиоактивных продуктов, которые используются в разнообразных направлениях. Еще более мощным источником внутриатомной энергии могут служить реакции синтеза ядер из более легких ядер, которые протекают при высоких температурах. Такие реакции называются т е р м о я д е р п ы м и и протекают в результате взаимного столкновения частиц благодаря тепловому двин епию. Этот тип реакций служит источником энергии солнца и звезд. В результате этих реакций водород превращается в гелий с выделением огромного количества энергии. [c.27]

Получены данные о двух изотопах с массовым числом 146. Значения спина и четности состояния, равные 3— и 4—, соответствуют изотопу с = 700 дней основное состояние О принадлежит изотопу с Тч = 14—18 дней. На рис. 47, а изображена схема распада первого изотопа, полученного облучением обогащенного Ыс протонами с энергией 30 Мэе [453]. В работе [489] изучали Рт (71/з = 700 Дней), полученный по реакции Рт (п,2п). Найдена величина отношения атомов Рт /Рт 4 , равная 6,9-10 . Этот же изотоп был обнаружен во фракции прометия, выделенной из продуктов деления,итепловыми нейтронами [489]. Изотоп Рт Ту — 14—18 дней) обнаружен нами в продуктах ядерных реакций, вызванных частицами высокой энергии (см. табл. 22). [c.115]

Выделение тория из смеси рдгзз радиоактивных продуктов деления, получаемой при облучении его нейтронами, либо в результате бомбардировки тяжелых элементов частицами высокой энергии, осуществляют методами осаждения, хроматографическими и чаще всего экстракционными методами. [c.227]

Из промышленных процессов наиболее подробно освещено в литературе выделение Для этой цели используются кристаллизация аммониевых квасцов, осаждение фосфорновольфрамата, соо-саждение цезия с ферроцианидами N1 или Ре, осаждение тетрафе-нилборной кислотой [3—9]. Получение других радиоактивных элементов—продуктов деления—описано более схематично. Из опубликованных работ зарубежных авторов наибольший интерес представляют доклады Раппа на Первой и Лэмба и др. на Второй международных конференциях но мирному использованию атомной энергии в Женеве [3,8]. Описанные в указанных докладах технологические процессы разделения продуктов деления, применяемые в США, основаны главным образом на операциях осаждения и ионного обмена. Недостаток этих процессов состоит в том, что применение большого числа операций осаждения и кристаллизации делает технологический процесс громоздким и малопроизводительным, а применение ионного обмена на органических смолах ограничено нестойкостью последних к действию излучения. [c.18]

Четверть века назад ядерные реакторы обычно называли атомными котлами, подчеркивая тем самым суть происходящих в них процессов главное —это выделение энергии. Но если в обычных тоннах горючее полностью (или почти полностью) сгорает, то в ядерном реакторе все обстоит иначе. В рабочем цикле выгорает лишь незначительная доля урана протопить реактор до полного выгорания ядерного горючего технически невозможно. Но в реакторе уран зашлаковывается продуктами деления меньше в нем становится урана-235 цепная реакция неизбежно начинает глохнуть, и поддержать ее можно, только сменив твэлы. А в отработанных твэлах осталась ещв большая часть ядерного горючего, и уран из них необходимо вновь пустить в дело. [c.364]

Наиболее точным и чувствительным методом определения очень малых количеств урана является активационный метод. Одним из вариантов является облучение всей пробы или выделенного урана потоком тепловых нейтронов (плотностью 10 -10 см с ) с последующим измерением у-активности продуктов деления [9]. Пробу, содержащую уран, лучше облучать реакторными нейтронами в кадмиевом фильтре. В этом случае образуется на резонансных нейтронах, а наведенная у-активность за счет реакции (и, у) на изотопах других элементов будет во много раз меньше, что облегчает обработку полученных данных при активационном анализе проб без разрушения. При активационном анализе проб на содержание урана используется также реакция (и, 2 ) U при облучении быстрыми нейтронами ( > ЮМэВ) и реакция при облучении у-квантами тормозного излучения электронов Е акс - 15МэВ) [71]. В приведенных реакциях образующийся имеет период полураспада 6,75 сут., испускает р -частицы и у-кванты различных энергий. Чувствительность активационного метода в данном варианте составляет (0,5-ь2) 10 г/г пробы. При этом можно одновременно определять содержание в пробе и других элементов. [c.288]

На рис. 11.3.1, а приведены две цепочки распада, наблюдаемые в первых экспериментах [22, 23]. В первой цепочке а-частица с 0 1 = 9,80 МэВ была зарегистрирована через 4,6 с после имплантации ядра отдачи с энергией 7,8 МэВ в стрип 8 (энергия ядра отдачи и время его пролёта во времяпро-летном детекторе близки к значениям, ожидаемым для продуктов испарения с Z = 114). Вторая а-частица с энергией 9,13 МэВ была испущена через 18 с. И наконец, спустя ещё 7,4 с наблюдалось спонтанное деление на два осколка с выделением энергий Efl = 171 МэВ и Ef2 = 42 МэВ ( tot = 213 МэВ) во фронтальном и боковом детекторах, соответственно. Тот факт, что все четыре сигнала (ЕК, а, аг, 5Р) были зарегистрированы в позиционном интервале [c.53]

Методы выделения астатина из свинца, висмута и тория, облученных протонами высокой энергии, усложняются, так как суммарное сечение образующихся продуктов деления и глубокого расщепления составляет см , т. е. в 10 —10 раз больше, чем у астатина. В этом случае нужно отделять астатин от большого числа элементов, в том числе и от его аналога — иода. Экстракция диизопропиловым эфиром позволяет отделить астатин от материала мишени. Реэкстракцию астатина из органической фазы удобно проводить 2н. раствором NaOH в присутствии сильно восстанавливающего агента (например, станнита или теллурита натрия) при этом астатин полностью переходит в водный слой. Элементы, образующие в щелочном растворе нерастворимые гидроокиси или восстанавливающиеся до металла (станнитом или теллуритом), на этой стадии отделяются от астатина. [c.472]

О состоянии программы получения радиоизотопов в Ок-Риджской национальной лаборатории сообщалось иа Женевских конференциях 1955 и 1958 гг. 11—2]. В настоящей статье представлены основные достижения Ок-Риджской национальной лаборатории в технологии и технике выделения радиоизотопов за последние два года. В течение этого периода были предложены новые технологические процессы выделен11я и очистки многих килокюри Се " , Рт и 8г о, а также десятков грамм Тс . Основными областями применения источников излучения в несколько тысяч кюри являются промышленная радиография и медицинская терапия (телетерапия). Совсем недавно радиоизотоны стали использоваться в качестве источника тепловой энергии. Потребность в больших количествах очень чистых, отделенных от других продуктов деления изотопов была предсказана несколько лет назад [1]. Все же явилось неожиданным, что как раз в настоящее время основная масса потребителей больших источников радиоизотопов требует продуктов с высокой радиохимической чистотой, имеющих, кроме того, химическую чистоту, сравнимую с квалификацией аналитических реактивов. Эти требования были вызваны необходимостью установить конкретно заданный спектр излучения, а такн е получить максимально возможную концентрацию активности на единицу веса или объема источника. [c.11]

Г0РЯЧх4Я ЛАБОРАТОРИЯ — лаборатория, предназначенная для работы с радиоактивными препаратами высокой активности (до сотен тысяч кюри). В Г. л. производят выделение плутония и других трансурановых элементов, переработку тепловыделяющих злементов ядерных реакторов и продуктов деления, исследование физич. и химич. свойств материалов, обладающих высокой активностью, приготовление мощных источников излучения, радиохимич. очистку изотопов, радиохимич. анализ и т. д. Основная сиецяфич. особенность Г. л. — необходимость проведения работ при условии биохимич. защиты персонала, помещения и окружающей местности от проникающего радиоактивного излучения и загрязнения радиоактивными веществами — аэрозолями, пылью, жидкостями, парами и т. д. Опасность облучения персонала исключается благодаря хорошо разработанным системам защиты, дозиметрич. контроля, сигнализации и автоблокировки. Группа токсичности и класс Г. л. определяются степенью возможной опасности работы (вид и энергия излучения, физич. состояние источников, количество радиоизотопов и их относительная токсичность и т. д.). [c.500]

Радиоактивный Сз является одним из продуктов деления ядерного горючего. Он может быть выделен в виде хлорида цезия с активностью 25 кюри г из отработанных и выдержанных в течение нескольких месяцев тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов. Содержание Сй в продуктах деления равно 4,5%, т. е. довольно высокое [5]. Этот изотоп является у-излучателем, энергия квантов которого составляет 0,67 Мэе и период полураспада 33 года [1]. Благодаря более низкой энергии проникающая способность излучения Сз меньше, чем у °Со, но тем не менее вполне достаточна для использования в целях очистки воды. Зато защита от излучения Сз значительно проще, чем от изд чения °Со. Длительный период полураспада таюке является одной из положительных колтеств этого источника. [c.116]

Галоидофториды нашли широкое применение в разрабатываемых фторидно-дистилляционных методах регенерации облученного ядерного горючего [4—15]. При работе ядерного реактора одновременно с процессами выделения энергии и образования делящихся материалов происходит накопление продуктов деления некоторые из них (реакторные ядры) в сильной степени захватывают нейтроны. Кроме того, под воздействием облучения и в результате нарушения кристаллической структуры ядерных материалов при делении ядер резко ухудшаются механические свойства тепловыделяющих элементов. Все это позволяет использовать за один цикл лишь очень незначительную часть делящегося материала. Для дальнейшей эксплуатации реактора топливную загрузку извлекают из реактора и заменяют новой, т. е. для полного использования ядерного горючего необходимо несколько циклов сжигания и промежуточных циклов регенерации горючего. Целесообразность использования фторидно-дистилляционных методов для переработки облученных материалов определяется рядом факторов и прежде всего тем, что уран в этих процессах выделяется в виде гексафторида. Последнее обстоятельство очень выгодно в тех случаях, когда регенерированный уран должен направляться на [c.328]

Вторая причина неэффективности искусственно получаемых ядер заключается в невозможности контролировать процесс выделения энергии. Согласно уравнению (4.11) выделяемая мощность Р полностью определяется средним временем жизни ядра х, энергией, освобождаемой в каждой элементарной реакции Е, и количеством материала. Частичный контроль выделяемой в реакции мощности Р возмонаю осуществить, смешивая вещества с разными значениями времени х и энергии Е и варьируя количества этих веществ. Таким способом можно изменять зависимость Р от времени, обеспечивая необходимые характеристики. В случае смеси правая часть уравнения (4.11) должна быть заменена соответствующей суммой членов. Это как раз имеет место для продуктов деления, так как ядро мо кет делиться различными способами, а ка/кдый осколок деления испускает несколько а-частиц и У 1 вантов ) 8а время перехода в устойчивое ядро. Мощность Р р, выделяемая смесью топливных элементов, пропорциональна мощности реактора Рг, в котором эти продукты образовались, и определяется формулой Уэя и Вигнера [4] ) [c.541]

В реакциях деления ядро расщепляется на два новых сильно радиоактивных ядра с неодинаковыми массами. Реакция деления ядра сопровождается выделением огромного количества энергии. При протекании, напрнмер, рассматриваемой реакции выделяется около 200 Мэе (за счет деления ядра 165 Мэе и за счет радиоактивного распада продуктов - 35 Мэе). Энергия в 200 Мэе эквивалентна 19,2 х X10 кдо1с/г-ат (4,6-10 ккал/г-ат), или 8,4-IQi кдж/кг и (2х X l0 к/aы/кг U). Это эквивалентно теплоте реакции сжигания 2 млн. кг высококалорийного каменного угля. [c.44]

Различные способы деления. Деление ядер, в отличие от а-распада, может происходить с помощью множества различных путей, приводя к продуктам весьма различных масс в широкой области ядерных зарядов. Бор и Уиллер [10] составили полу-количественную диаграмму для бинарного деления составного ядра отмечая осколки точками на плоскости А, Z. Так как деление приводит к двум осколкам, то они представляются на диаграмме двумя точками, равноудаленными от точки, представляющей симметричное деление, т. е, от 4gPd , Те способы деления, которые приводят к выделению равного (вычисленного) количества энергии, соединены линиями уровня. При составлении диаграммы были введены упрощения, главными из которых являются следующие 1) линии уровня проведены без тонкой структуры 2) принято, что массы и заряды осколков дают в сумме 236 и 92 соответственно, т. е, пренебрегается потерями массы в виде нейтронов. Далее, не вся освобождающаяся энергия проявится как кинетическая энергия осколков часть ее выступит в виде внутренней энергии возбуждения, приводящей к испусканию фотонов (всего в среднем 4,6 MeV [92]), в то время как другая часть будет использована для освобождения и ускорения нейтронов, но, грубо говоря, кинетическая энергия осколков будет наибольшей ( 200 MeV) при симметричном делении. Это предсказание подтверждается экспериментом. Можно было бы также ожидать, что способ деления, приводящий к наибольшему освобождению энергии, будет чаще всего встречаться, однако экспериментальные данные (см. ниже) показывают, что это не так, исключая деление при сверхвысоких энергиях. [c.66]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология