Облучение мишеней в ядерном реакторе

Искусственно ядерные реакции вызываются облучением ( бомбардировкой ) исходного вещества ( мишени ) различными частицами, обладающими достаточно большой энергией протонами, нейтронами, а-частицами и т. д. Особенно широко применяется обработка нейтронами. Как уже отмечено, эта незаряженная частица сравнительно легко проникает в ядра различных элементов, включая и тяжелые с большим положительным зарядом. Процесс ведут в специальных установках — ядерных реакторах ( атомных котлах ). Достигаемая мощность потока — до 10 нейтронов на 1 см облучаемой поверх- [c.373]

ДЛЯ определения содержания хрома нашел метод активации тепловыми нейтронами. В табл. 13 приведены ядерно-физические свойства изотопов хрома и сечения реакций на нейтронах [42]. При нейтронно-активационном анализе с использованием ядер-ных реакторов хром определяют по реакции (п, y) r. Конкурирующей реакцией является Ре (п, а) Сг, однако вследствие значительно более низкого сечения данной реакции (б 100 мбарн) и низкой распространенности изотопа Ре (5,84%) ее вклад несуществен. Так, при анализе горных пород он составляет 0,1—0,2% от содержания в них хрома [642]. Анализ железных метеоритов (—92% Ре) показывает, что при двухнедельном облучении потоком 1,4 10 нейтр1 см -сек) вклад указанной реакции составляет всего лишь 1-10 г/г [1051]. При анализе свинца высокой чистоты найдено, что 3,5-10 г железа будут давать такую же активность, как и 3 10 г Сг (предел обнаружения) [63], Радиохимические методы. При радиохимическом анализе облученных мишеней используют различные наиболее селективные способы разделения и очистки фракций определяемых элементов [239]. Широкое внедрение гамма-спектрометрической техники (см., например, [224, 235, 904]) позволяет существенно сократить, число операций очистки выделяемых фракций. Во многих случаях производят только групповое разделение или отделение элемента основы [95, 175, 618, 1066]. Этому способствует и то обстоятельство, что активность Сг, имеющего большое время жизни (см. табл. 13), обычно измеряют через 2 и более дней после конца облучения, когда все короткоживущие радиоизотопы уже распались. В табл. 14 приведены некоторые примеры радиохимических вариантов нейтронно-активационного определения хрома в различных объектах. Очень часто используют экстракционные методы. Для примера приведем методику нейтронно-активационного определения микропримесей Сг, Мп, Со, N1, Си и 2п в арсениде галлия высокой чистоты [531]. [c.100]

До настоящего времени единственным способом получения ТПЭ в практически значимых количествах является последовательный нейтронный захват. Этот процесс осуществляют в ядерных реакторах при облучении специальных мишеней. Схема ядерных превращений от плутония до калифорния при облучении нейтронами представлена на рис. 9.1.6. [c.507]

Ядерная медицина, базирующаяся на использовании радиоактивных изотопов в форме радиофармацевтических препаратов (РФП), источников излучения закрытого типа, а также на внешнем облучении, позволяет проводить многие исследования, диагностические и терапевтические процедуры лучше, проще и быстрее, чем любые другие традиционные методы. В некоторых случаях методам ядерной медицины вообще нет альтернативы. Эффективность этих методов основана на достижениях таких фундаментальных наук, как ядерная физика, химия, биология, а также результатах развития техники ускорителей и новых диагностических систем (сцинтиляционные камеры, однолучевые и позитрон-эмиссионные томографы, низкоэнергетические детекторы типа многопроволочных камер и т.д.). В настоящее время для научно-исследовательских, диагностических и терапевтических целей применяют около 200 различных радиоактивных изотопов, период полураспада которых составляет от нескольких минут до нескольких лет. Эти изотопы имеют преимущественно искусственное происхождение за счёт образования в реакциях взаимодействия заряженных частиц или нейтронов с веществом мишени. Радиоактивные изотопы получают в ядерных реакторах (реакторные изотопы), на ускорителях (циклотронные изотопы) и с помощью генераторов короткоживущих изотопов (генераторные изотопы). Некоторые изотопы, в основном изотопы долгоживущих и трансурановых элементов, могут быть получены при переработке отработавшего ядерного топлива. [c.548]

К мишеням для облучения в ядерном реакторе предъявляется ряд требований объем мишеней должен быть минимальным, так как стоимость облучения зависит от загрузки каналов реактора, объем которых лимитирован мишень должна быть взрывобезопасной, радиационно и термически устойчивой состав и чистота мишени должны быть такими, чтобы отсутствовали ядерные реакции, приводящие к образованию примесных радиоактивных изотопов. В связи с этим оптимальными для облучения являются простые вещества высокой чистоты, окислы и для небольших времен облучения— карбонаты. Использование хлоридов для получения радиоактивных изотопов щелочных металлов приводит к параллельному образованию из хлора радиоактивных изотопов и по реакциям С1(ге, уо) 5, з СГ(п, а) Р и хлора по реакции С1(га, у) > С1. В этом случае перед использованием необходима химическая переработка мишени с целью разделения изотопов С1, и щелочного металла. [c.237]

Ве. При облучении в ядерном реакторе нейтронами лития идет реакция Li(n, а) Н и затем 2п) Ве. Мишень растворяют в [c.239]

Калифорний (С ) — искусственно полученный радиоактивный химический элемент семейства актиноидов. Впервые получен в 1950 г. американскими учеными Томпсоном, Гиорсо, Стритом и Сиборгом в внде изотопа С1, который образовывался в результате облучения мишени из Ст ускоренными а-частицами. Назван по месту открытия (штат Калифорния, США). Ряд изотопов калифорния с массовыми числами 249—252 получают в массовых количествах в ядерных реакторах при Длительном облучении плутония нейтронами. [c.635]

Другим примером использования вторичных ядерных реакций для приготовления изотопов может служить получение Мд и при облучении в ядерном реакторе мишеней, содержащих литий и магний в первом случае и литий и кислород—во втором. При взаимодействии лития с нейтронами по реакции Ы (п, а)Н получаются ядра Н —тритоны, обладающие значительной энергией. Эти тритоны взаимодействуют с ядрами второго вещества мишени с образованием новых изотопов [2]. [c.10]

Оптимизация режимов облучения мишеней в реакторе требует анализа зависимости скоростей ядерных реакций от плотности потока и спектра нейтронов. Выбором подходящих мест облучения можно сдвинуть баланс ядер в сторону производящей реакции, получить препарат с требуемыми характеристиками к заданному времени. [c.513]

Облучение мишеней производится в ядерных реакторах с использованием в основном реакции п, ). Технические условия облучения предусматривают разделение препаратов на три группы но времени обработки в реакторе 6, 9 и 15 ч в потоках 10 — 10 нейтр/см -сек. Стандартизация режима облучения каждого вида сырья позволяет использовать стандартное защитное и специальное оборудование и обеспечивает выпуск продукции с определенной технической характеристикой. [c.129]

При реакции (с , р) в бомбардируемое ядро проникает только нейтрон. При малой энергии дейтронов для большинства ядер имеет место только эта реакция. Она почти не сопровождается побочными процессами и поэтому дает более чистый продукт, чем другие процессы взаимодействия ядер с заряженными частицами. Вследствие небольших размеров пучка бомбардирующих частиц и торможения дейтронов в материале мишени облучению подвергают небольшое количество чистого элемента или соединения простого состава окиси, галогенида и т. п. Процесс бомбардировки заряженными частицами не может быть таким продолжительным, как облучение нейтронным источником или облучение в ядерном реакторе. [c.220]

В данной работе рассматриваются примеры выделения радиоактивных изотопов из облученных в ядерном реакторе мишеней, причем радиоактивные изотопы получаются по ( , у) реакции с последующим -распадом. [c.237]

Радиоактивные вещества. Облученная в ядерном реакторе мишень Те или ТеОа (должен быть известен поток нейтронов Рй и время облучения). [c.239]

Выделение радиоизотопов без носителя. Радиоактивные изотопы без носителей часто получают на циклотронах при облучении мишеней заряженными частицами— протонами (/>), дейтронами (( ) и а-частицами или в ядерных реакторах по реакциям п, р), (п, а), (л, /). Некоторые радиоактивные изотопы без носителей получаются из материнских элементов в результате а- или Р-распада. Если материнский радиоэлемент обладает большим периодом полураспада (Гу ), а дочерний гораздо меньшим, то можно периодически выделять дочерний изотоп без носителя другими словами, материнский элемент может служить генератором дочернего. [c.321]

Постановка задачи. Проблема увеличения удельной активности препарата возникла в связи с расширением прикладного применения ядерной гамма-резонансной спектроскопии (ЯГР), в частности, при использовании гамма-резонанса на ядре Радионуклид получают путём облучения мишеней из олова в реакторе по реакции радиационного захвата тепловых нейтронов (п, 7) Первоначально получали [c.540]

Первый — химическое выделение радиоактивных изотопов из топлива ядерных реакторов, которое некоторое время прослужило источником энергии — так называемое облучённое ядерное топливо . Поскольку тяжёлые ядра в реакторах деления распадаются на осколки средних масс, то таким образом целесообразно получать радиоактивные изотопы с массовыми числами, близкими к наиболее вероятным массовым числам осколков — 90 и ПО. Другой — тоже реакторный — способ получения бета-активных изотопов заключается в облучении стабильных изотопов нейтронами при размещении мишени в активной зоне реактора. Добавление нейтрона к стабильному ядру может сделать его радиоактивным. Третий путь — как правило более дорогой и менее производительный, чем реакторные способы, — получение радиоактивных изотопов путём облучения мишени пучком ускоренных протонов. [c.30]

Плутоний-238 — альфа-излучатель, получается путём облучения мишени из Нр з в ядерном реакторе. Удельное энерговыделение 0,57 Вт/г, период полураспада 87,7 года. Единственный изотоп, который нашёл широкое применение в космосе в качестве первичного источника энергии. [c.279]

Некоторые практические вопросы облучения мишеней в ядерном реакторе [c.667]

Nl (n,p). Мишень ЫН ЫОз. Получающийся при облучении раствора азотнокислого аммония образует окись углерода, углекислый газ и, в небольших количествах, муравьиную кислоту, метиловый спирт и метан. Облучение с помощью циклотрона проводят в сосуде с двумя отводными трубками, одна из которых опущена до дна. Раствор перед облучением подкисляют для разрушения карбоната, содержавшегося в нитрате аммония, и пропускают через него воздух, не содержащий углекислого газа. Во время облучения периодически через сосуд пропускают воздух иногда с примесью метана, и сжигают СО и СН4 до СО2, пропуская воздух с увлекаемыми им газами над накаленной окисью меди, а затем через раствор едкого бария. В случае облучения в урановом ядерном реакторе насыщенный водный раствор азотнокислого аммония прогоняют циркуляционным насосом по системе труб внутри ядерного реактора. По выходе из реактора раствор охлаждают образовавшиеся газы увлекаются в систему осушки, окисления (накаленная СиО) и поглощения [Ва(0Н)2]. При этом С всегда получается с примесью нерадиоактивного углерода, даже если последний не прибавляется. [c.26]

Процесс производства изотопных продуктов включает в себя три последовательные стадии 1) нейтронное облучение материала мишени в ядерном реакторе, 2) отделение радиоактивного изотопа в его первоначальной химической форме от посторонних веществ, 3) перевод изотопа из первоначального в требуемое химическое соединение, которое нельзя пометить путем прямого облучения. [c.673]

Получение радиоактивных изотопов по ядерным реакциям осуществляется облучением мишеней в ядерном реакторе нейтронами и на ускорителях (циклотрон, бетатрон, линейный ускоритель, нейтронный генератор) дейтронами, протонами, а-частицами, нейтронами, фотонами или ядрами легких элементов (кислород, азот, углерод и т. п.). [c.233]

С1 может получаться при облучении дейтронами углерода по реакции С d, р) но содержание в природной смеси составляет около 1%, и получить значительные количества радиоактивного изотопа этим путем невозможно. Затруднено и обогащение, так как мишенью является углерод. Некоторое значение может иметь реакция (п, у) в случае использования углерода в качестве замедлителя нейтронов в ядерном реакторе. [c.260]

ОБЛУЧЕНИЕМ МИШЕНЕЙ НЕЙТРОНАМИ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ [c.237]

При облучении мишени в ядерном реакторе отношение активности радиоактивного железа Ре к активности кобальта Со составляет величину 10 4. [c.247]

Выбор нейтронного источника для получения необходимого изотопа производят с учетом эффективного сечения ядерной реакции. Облучение мишеней для решения задач а, б, л, м, н можно производить в ядерном реакторе, на циклотроне и с помощью радий-бериллиевого или полоний-бериллиевого источника облучение мишеней для решения задач в, е, ж, з, и, к следует производить на циклотроне или в ядерном реакторе облучение мишеней для решения задач г, д необходимо вести в ядерном реакторе. [c.250]

В настоящее время технеций получают либо из отходов переработки ядерного горючего, либо из молибденовых мишеней, облученных нейтронами в реакторе и дейтронами или протонами на циклотроне. В зависимости от состава сырья, содержащего технеций, применяют различные методы его переработки. Для концентрирования технеция и отделения его от сопутствующих элементов используют дистилляцию, осаждение, экстракцию, хроматографию и т. п. [c.61]

ЭЙНШТЕЙНИЙ [Einsteinium по нмени нем.-амер. физика А. Эйнштейна (А. Einstein)], Es — искусственно полученный радиоактивный хим. элемент, ат. н. 99 относится к актиноидам. Для Э. характерны степени окисления+ 3 и + 2 более устойчива степень окисления -Ь 3. Первый идентифицированный изотоп извлечен из радиоактивной пыли, собранной в 1952 после взрыва американского термоядерного устройства. Этот изотоп образовался в результате захвата во время взрыва ядрами 15 нейтропов и последуюш,их бета-распадов. Известны 14 изотопов Э. с массовыми числами от 243 до 256. Наиболее долгоживущие — альфа-радиоактивный изотоп с периодом полураспада 276 дней и изотоп Es с периодом полураспада 140 дней. Из изотопов Э. легче всего получается (в ядерном реакторе) изотоп 25 Es — альфа-излучатель с периодом полураспада 20 дней. При более длительном облучении в реакторе образуется также изотоп Данных относительно нолучения Э, в металлическом состоянии нет. Мишени из изотопа иснользуют для синтеза более тяжелых трансплутониевых элементов. [c.761]

В заключение необходимо указать, что при облучении мишеней в интенсивном поле ядерного реактора, кроме реакции активации, значительно сказывается разложение вещества мишени излучением. [c.15]

I) ( 1, р) В (п, М и ш е н ь ОаО. Облучению дейтронами подвергают тяжелый лед. Следует иметь в виду, что мишень не выдерживает большого тока дейтронов. При проведении реакции п,-[ в урановом ядерном реакторе в качестве замедлителя используется тяжелая вода. Обогащение трития в облученной тяжелой воде можно проводить электролизом. [c.25]

Для всех изотопов, получаемых нейтронным облучением, за исключением Аг , В12 о, Пи , Кг , Рг з и Н , весь дальнейший материал разбивается на две группы облученные порции и фасованные соединения . Облученные порции представляют собой одну или несколько стандартных фасовок соответствующего хнмреактива, заключенных в пеналы, ампулы и др. упаковки, заложенные в герметично заваренный алюминиевый контейнер, прошедший определенный цикл облучения в ядерном реакторе. Как уже отмечалось выше, как правило, облученные порции используются радиохимическими лабораториями, производящими фа< о-вагнгые соединения в качестве сырья для синтеза различных соединений, меченных тем или иным изотопом, а также для фасовки на более мелкие порции, однако при необходимости облученнь[е порции могут поставляться всем желающим, но нри этом никаких операций по вскрытию контейнера или более мелкой фасовке поставляющие организации не производят. Изотопы, получаемые на ускорителях, также могут поставляться в виде облученных мишеней без какой-либо предварительной обработки. [c.18]

Наиболее долгоживущие — альфа-радцоактпвный изотоп 24 вк и бета-радиоактивны изотоп Вк с периодами полураспада соответственно 1380 и 314 дней. Единственным изотопом, к-рый удается получать в весовых количествах в ядерных реакторах при длительном (в течение нескольких лет) облучении плутония нейтронами, является изотоп sJSBk. Изотоп 2 7Вк получают при облучении кюриевых мишеней ускоренными альфа-частицами. Металлический Б. существует в двух модификациях гранецентрированной кубической структуре с периодом решетки а = 4,997 0,004 А и двойной гексагональной структуре плотной упаковки, подобной структуре альфа-лантана, с периодами решетки [c.136]

Изотоп Вк образуется в ядерных реакторах при длительном интенсивном облучении нейтронами плутониевых или кюриевых мишеней в результате многократного захвата нейтронов. Этим путем в США получают ок. 20 мг Вк в год. Изотоп Вк образуется при бомбардировке кюриевых мишеней а-частицами, ускоренными на циклотроне. Выделение Б. из материалов облученных мишеней включает отделение Ат осаждение Ст, Вк, РЗЭ, Ри и остаточного кол-ва Аш в виде фторидов превращение фторидов в гидроксиды растворение и перевод гидроксидов в хлораты хроматографич. разделение хлоратов на катионите с использованием в кач-ве элюентов р-ров цитрата аммония, молочной или а-гидроксиизомасляной к-т. Применяют метод, включающий растворение гидроксидов в [c.283]

Получение. Изотопы Ф. получают облучением мишеней из Th, и или Pu на циклотроне ускоренными ионами Ne, О или С, а также при облучении смеси изотопов Pu, m или f в ядерном реакторе нейтронами. В наиб, кол-вах (ок. 10 атомов в год) получают Fm. При оптимальных условиях из 1 г f можно получить неск. микрофаммов Fin. [c.84]

Большинство радиоактивных изотопов в настоящее время готовят посредством облучения природных элементов нейтронами в ядерном реакторе. Меньшее значение имеет получение изотопов путем бомбардировки мишеней заряженнымп частицамп при помощи ускорителей того или иного типа. К этому методу прибегают в основном для производства таких изотопов, которые не образуются в реакторе. [c.9]

Изотопы, атом, валентность.Природный У. состоит из смеси стабильных изотопов С (98,892%) и С (1,108%). В атмосфере в количестве ок. 2-10 ° вес. % присутствует также радиоактивный изотоп С (Тч = = 5,6-10 лет, Р), к-рый постоянно образуется в верхних слоях атмосферы при действии нейтронов космич. излучения на изотоп азота N1 по реакции N1 (п,р) С и участвует в круговороте У. Определение уд. активности С1 в углеродсодержащих остатках биогенного происхождения позволяет судить об их возрасте (см. Возраст геологический абсолютный). С является также одним из наиболее широко применяемых изотопных индикаторов. Искусственно Сполучают длительным облучением азотсодержащих мишеней [обычно ВезКа или Са(КОз)2] мощным потоком нейтронов в ядерном реакторе. После облучения вещество мишеней переводят с помощью химич. операций в Ba Oз И.1И Ка2С1 0з. В меньшей степени в качестве изотопного индикатора используется С . Получен также ряд короткоживущих радиоактивных изотопов У., не имеющих практич. значения (см. Изотопы). Сечение захвата тепловых нейтронов атомом У. 0,0045 барн. [c.153]

Исследование эпоксидно-полиэфирных компаундов на основе смол ЭД-20 и ТГМ-3 или ЭД-16 и МГФ-9, отверждаемых полиэтиленполиамином или метилтетрагидрофталевым ангидридом, на устойчивость к воздействию смешанного излучения мощных ускорителей протонов (синхроциклотрона ОИЯИ и синхрофазотронов ИТЭФ и ИФВЭ) и уран-графитового ядерного реактора позволило получить ряд зависимостей физико-механических свойств материалов от условий облучения [17]. Температура при облучении компаундов на ускорителях составляла 20—30°С, относительная влажность — 60%. Образцы, облученные в течение 300—800 суток, находились в контейнерах из алюминия или органического стекла на вакуумной камере вблизи мишени. В генерируемом при работе ускорителей излучении в месте установки образцов преобладали быстрые и сверхбыстрые нейтроны с энергией более 0,32 пДж. [c.99]

Технеций может быть получен в заметных количествах как побочный продукт в ядерных реакторах. Исходным сырьем для получения технеция являются отходы переработки ядерного юрючего или молибденовые мишени, облученные нейтронами на реакторе или протонами и дейтронами на циклотроне. Для отделения технеция от сопутствующих элементов применяют химико-металлургические методы. Металлический порошок технеция получают восстановлением солей (гептасульфнда технеция или пертехната аммония) водородом. В компактном виде технеций получают методами порошковой металлургии или плавкой, а изделия из него (прутки, проволока, лента, фольга) — методами пластической деформации. [c.447]

Возникает, однако, вопрос, каковы реальные пути получения этих наиболее долгоживупщх изотопов. Сейчас используется три основных варианта синтеза и накопления изотопов далеких заурановых элементов — ядерные реакции под действием тяжелых многозарядных ионов, длительное облучение плутония в ядерных реакторах, облучение урана мощными нейтронными потоками при ядерных взрывах. Первым способом были впервые получены элемент № 102 и лоуренсий, третьим — эйнштейний и фермий. Облучение плутония в ядерных реакторах привело в свое время к открытию америция. Анализ этого пути приводит к выводу, что он перспективен главным образом для накопления относительно больших количеств различных изотопов, но уже исчерпал себя в открытии новых элементов — здесь не удастся продвинуться дальше изотопа 102 или 102 и, во всяком случае, дальше 102 . Вместе с тем этот метод может дать возможность получения таких изотопов, которые затем послужат основой мишеней для бомбардировки тяжелыми ионами или а-частицами. Напомним, что бомбардировка а-ча- [c.304]

При облучении 50 мг двуокиси урана в ядерном реакторе потоком нейтронов 8 частица сек см" ) в течение 1 сугок в мишени к концу облучения, накапливается 4 мкюри Np у-активность мишени к концу облучения составляет 150 мг-экв Ra и через двое суток после конца облучения 50 мг-экв Ra. Поэтому мишень после облучения обычно оставляют на 1—2 суток для распада короткоживущих продуктов деления ( высвечивают ) и затем уже выделяют Np. Контроль за радиохимической чистотой проводят измерением ,v- neKTpoB и Тч,. [c.400]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология