Исследовательский реактор

Исследовательские реакторы для материаловедческих целей. по конструкции исполнения активной зоны и способу съема тепла с тепловыделяющих элементов или сборок можно подразделить на реакторы бассейнового типа, корпусные и канальные [45]. В этих реакторах в качестве замедлителя используется обычная вода повышенной чистоты, а отражатель выполнен из металлического бериллия. [c.23]

Типичным представителем исследовательских реакторов канального типа является МИР (СССР). Активная зона его состоит из бериллиевой кладки, пронизанной каналами с топливными сборками [46]. Вода первого контура под давлением 15 кГ/см циркулирует, омывая бериллиевые блоки, со скоростью 10 м/сек. При тепловой мощности реактора 100 Мвт максимальная температура в бериллии достигает 180 °С. [c.24]

Исследовательские реакторы предназначены для изучения различных проблем, касающихся конструирования реакторов и использования энергии распада урана. Кроме того, исследовательские реакторы используются в качестве источников нейтронной радиации. Поэтому они снабжены большим числом каналов, через которые выводятся пучки нейтронов. [c.90]

Исследовательские реакторы работают также в НРБ, ВНР, ГДР, ПНР, СРР, ЧССР, СФРЮ и других странах. Большое внимание уделяется строительству, экспериментальных реакторов в Советском Союзе. [c.45]

По своему назначению реакторы делятся на энергетические, экспериментальные и исследовательские [50—52]. Экспериментальные реакторы — это реакторы, предназначенные для уточнения физических параметров и инженерных систем самих реакторов. Под исследовательскими реакторами понимаются такие реакторы, которые используются как мощные источники нейтронного и 7 излучения для исследовательских работ и испытания твэлов. Такое деление не является четким, так как и экспериментальные и исследовательские реакторы предназначаются для различного рода исследований и более правильно их относить к одной группе. [c.45]

При увеличении потока нейтронов чувствительность возрастает пропорционально увеличению интенсивности потока нейтронов (см. табл. 41). Активационный анализ рзэ на потоках с интенсивностью 10 — 10 нейтрон сек-см , на которых нормально оперируют современные исследовательские реакторы, при подборе достаточно быстрых и надежных методов разделения активированных рзэ или дифференцированного определения излучений их радиоизотопов может дать чрезвычайно высокую чувствительность определения. [c.214]

В зависимости от типа и мощности реактора потоки нейтронов в экспериментальных каналах колеблются в довольно широких пределах. В небольших маломощных атомных реакторах поток нейтронов составляет 10 °—10 нейтрон сек), а в наиболее мощных современных исследовательских реакторах получают потоки быстрых и тепловых нейтронов до 10 —10 нейтрон см сек) [76, 80]. Такие интенсивные потоки нейтронов позволяют получать исключительно высокую чувствительность для многих элементов периодической системы. [c.54]

В заключение приводится табл. 5 с характеристиками отечественных исследовательских реакторов [90] и реактора РГ-1, специально спроектированного для проведения работ по активационному анализу [55, 64]. [c.63]

При работе реактора выделяется тепло, и поэтому температура в активной зоне повышена. В исследовательских реакторах температура в активной зоне обычно невелика и часто не превышает 50" С. Облучаемые образцы должны выдерживать длительное пребывание в условиях повышенной температуры. Особенно это относится к жидкостям, которые, как правило, облучаются запаянными в кварцевые ампулы. Чтобы в ампуле под действием температуры 144 [c.144]

Исследовательский реактор Кертисс-Райт [76] 65 [c.73]

Такой кюрий может быть использован для изготовления специальных мишеней и подвергнут облучению в исследовательском реакторе, обладающем достаточными условиями для организации отвода тепла от мишени, энерговыделение в которой обусловлено наличием имеющего высокое значение сечения деления Например, для реактора СМ единовременная загрузка кюрия [c.510]

Примеры оптимизации накопления реакторных радионуклидов. Отметим что, параметры накопления радионуклидов в компактных исследовательских реакторах чрезвычайно чувствительны к изменению физического состава активной зоны и поэтому требуют постоянной работы по корректировке и оптимизации режимов облучения. Для исследователя, занимающегося оптимизацией накопления радионуклидов на любом исследовательском реакторе, определяющим является диапазон реализуемых на практике возможностей или параметров облучения. [c.511]

Ядерные реакторы служат наиболее интенсивными источниками нейтронов. Для целей активационного анализа используют исследовательские реакторы различ1ЮЙ конструкции. Сердечник реактора (рис. 8.4-8) состоит из топливных стержней ( ) из урана, обогащенного подвергающегося деле-1ШЮ под действием тепловых нейтронов, и управляющих стержней (2), сделанных из материала, способного сильно поглощать нейтроны (кадмий, бор), чтобы управлять процессом деления, изменяя скорость образования нейтронов. В процессе деления высвобождается два или три быстрых нейтрона. Сердечник окружен резервуаром (5), заполненным водой или тяжелой водой. Вода выполняет две функции замедляет быстрые нейтроны и охлаждает топливные стержни. Отражатель (4), обычно выполняемый из графита, установлен вокруг сердечника, чтобы за счет отражения уменьшить потери нейтро1Юв, покидающих сердечник. Экран (5), обычно бетонный, защищает окружение реактора от интенсивного излучения сердечника. Несколько экспериментальных каналов, которые могут быть расположены горизонтально (6) и вертикально (7), ведут к местам облучения или в сердечнике реактора или вне его. [c.117]

АРГУС. В Российском научном центре Курчатовский институт (РНЦ КИ) был разработан и введён в эксплуатацию в 1981 г. головной растворный исследовательский реактор Аргус мощностью 20 кВт [29]. Активная зона реактора состоит из водного раствора уранилсульфата, помещённого в корпус. Внутри корпуса установлены вертикальные сухие каналы центральный и два симметричных периферийных канала, в которых расположены органы регулирования и защиты. Внутри корпуса также расположен змеевик охлаждения. Корпус реактора окружён боковым и нижним торцевым графитовым отражателем. Газообразные продукты радиолиза топливного раствора регенерируются с помощью системы каталитической регенерации, которая вместе с корпусом образует герметичную систему. В основу работы системы рекомбинации заложен принцип естественной циркуляции газовой смеси по контуру. Растворный тип реактора обеспечивает условия максимальной безопасности, которая гарантируется большим отрицательным эффектом реактивности и оптимальной концентрацией урана в растворе, приводящих к саморегулированию реакторной установки. [c.524]

Предлагаемая технология позволяет использовать растворный реактор с мощностью в 10 и более раз ниже мощности традиционного исследовательского реактора для получения того же количества радиоизотопов. Это уменьшает потенциальную опасность производства, а также возможные по- [c.558]

Реакторы могут классифицироваться в соответствии с их назначением. Исследовательские реакторы и реакторы для проведения испытаний служат для проведения различных экспериментов, от испытания отдельных узлов реактора до изучения чистой физики реакторных излучений. В реакторах для производства изотопов осуществляется превращение материала мишени в желаемые элементы. В энергетических реакторах нейтроны наилучшим образом используются для деления и получения полезной энергии из тепловой энергии, выделяющейся при делении. [c.15]

Высокообогащенный уран предпочитают чаще использовать в экспериментальных энергетических реакторах, которые с целью получения более экономичных установок делают компактными, и в военных энергетических реакторах, компактность которых является необходимым требованием. Для улучшения теплоотдачи высокообогащенный уран разбавляют алюминием в исследовательских реакторах и цирконием или нержавеющей сталью в энергетических реакторах. [c.23]

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]

Кадмий содержится в цинковых рудах, причем содержание его обычно в 200 раз меньше, чем цинка. Он отделяется от цинка фракционной дистилляцией или электролизом. Кадмий, плакированный алюминием, применяется в регулирующих стержнях исследовательских реакторов. Сплав, состоящий из 80% А , 15% 1п и 5% С(1, может найти применение в водяных реакторах, работающих под давлением [9]. [c.411]

Современная спецификация на металлический уран с заданным содержанием 11-235 от 0,7 до 93% вес., применяемый в производстве сплавов и интерметаллидов для использования в качестве тепловыделяющих элементов исследовательских реакторов, приведена в табл. 6.7. Общее содержание примесей — не более 1500 мкг/г, суммарный борный эквивалент не более 25. [c.314]

Микроэлементный анализ проводился нейтронно-активационным методом. Образцы облучались в каналах исследовательских реакторов ИЯФ при ТПИ им. С. М. Кирова (г. Томск) или ИЯФ АН КазССР (г. Алма-Ата) и анализировались с использованием методик и оборудования, описанных в [62],. [c.219]

По целевому назначению все реакторы можно разбить на три группы 1) реакторы для производства энергии, 2) исследовательские реакторы, 3) для производства и, в частности, расширенного воспроизводстиа ядерного горючего. Ядерные реакторы, которые производят делящиеся вещества, обычно подразделяют па б р п д е р ы и конвертеры. Брпдерами называют реакторы, воспроизводящие то же самое горючее, которое они и потребляют. Конвертерами называют реакторы, производящие горючее, отличное от используемого в них самих. Примером конвертера является Хэнфордский реактор, который производит из используя в природном ура- [c.19]

Неравенство (1.21) соблюдается при небольших вариациях значения одного из показателей. Если же можно изменить другой показатель так, чтобы скомпенсировать влияние первого для выполнения неравенства (1.21), то это указывает на их взаимную корреляцию. Очевидно, что в случае больших значений 9 взаимная корреляция проявляется сильно. В рассмотренном выше случае протекание реакции п-го порядка для проточного реактора значения дх/дк и дх0п больше, чем для безградиентного. Более сильная корреляция показателей проточного реактора приводит к тому, что найденные при этом константы кинетической модели менее достоверны, чем из данных безградиентного реактора. Поэтому последний тип исследовательского реактора имеет преимущества для кинетических исследований перед проточньл . Строгий анализ корреляции параметров с использованием математического аппарата статистических испытаний приведен в литературе [44, 45]. [c.23]

Очистку воды I контура от коллоидных взвесей можно осуществить также, используя явление электрофореза. Через электродиализную ячейку с полупроницаемыми мембранами (см. рис. 52) проходит деионизованная вода, содержащая коллоидные взвеси. В зависимости от заряда частицы осаждаются на той или иной мембране и укрупняются. Через определенный промежуток времени аппарат следует остановить, смыть с мембран коллоидные осадки и удалить их в хранилище. Такой способ очистки воды I контура может оказаться весьма перспективным. Это подтвержается опытом, полученным при работе с электрофорезным фильтром, установленным на байпасной системе очистки воды в исследовательском реакторе ВВР-М Физико-технического института им. А. Ф. Иоффе АН СССР [264]. Производительность фильтра 0,5 м ч, габариты 400X224X935 мм. Расстояние между электродами 1 см, число анодов, изготовленных из платинированного титана, — четыре, катодов из стали марки 1Х18Н9Т — пять. Мембранами служат чехлы из капроновой ткани. Напряжение на фильтре ПО—120 в, плотность тока 7,56 а/см . Схема включения фильтра в I контур реактора приведена на рис. 59, а эффективность работы фильтра — в табл. 39. [c.192]

Поиск оптимальных режимов облучения на практике сводится к выбору такого места в реакторе, где сочетание спектра и плотности нейтронного потока, а также продолжительности облучения позволяет получить целевой радионуклид требуемого качества к заданному времени. Используемые для накопления радионуклидов исследовательские ядерные реакторы, как правило, обладают широким набором мест для облучения, позволяющим варьировать режимы накопления в зависимости от специфики образования того или иного радионуклида. Так, например, высокопоточный исследовательский реактор СМ [2], схема которого приведена на рис. 9.1.4, обладает широким набором облучательных мест, характеризующихся плотностью потока [c.504]

Прежде всего следует упомянуть SbBe-источник интенсивностью 10 нейтрон сек [51], Для изготовления источника облучали сурьму в реакторе до активности примерно 1000 кюри и помещали ее внутрь бериллиевого цилиндра. При использовании воды в качестве замедлителя поток тепловых нейтронов на расстоянии 25 см от источника оказался несколько выше 5-10 нейтрон см -сек). Этот поток качественно и количественно подобен потоку в тепловой колонне некоторых исследовательских реакторов. Конечно, такой источник требует очень громоздкой защиты из-за высокой интенсивности у-радиации, но все же главный недостаток источника — его короткий период полураспада, который требует повторной активации сурьмы два или три раза в год, что весьма сложно. [c.41]

Рис. 13. Распределение потоков нейтронов в активной зоне исследовательского реактора МегИп

Облучение нейтронами в ядерном реакторе признаётся наиболее эффективным способом накопления весовых количеств изотопов ТУЭ. Потенциальные возможности уникальных применений изотопов ТУЭ, в первую очередь — 252С , были столь значительными, что в начале 60-х годов две страны — СССР и США — решились на крупные финансовые вложения для создания завершённых комплексов по получению, переработке и изготовлению изделий на основе ТУЭ. Такой комплекс должен был включить в себя высокопоточный исследовательский реактор, материаловедческую и радиохи- [c.508]

Отметим, что объём используемой для единовременной загрузки этих реакторов тяжёлой воды достаточно велик. Например, в эксплуатируемом во Франции (Институт им. М. Лауэ — П. Ланжевена в Гренобле) исследовательском ядерном реакторе, где тяжёлая вода служит теплоносителем и отражателем нейтронов, её загрузка в контуре составляет 40 тонн, а в баке-отражателе — 15 тонн. Кроме единовременной загрузки, эксплуатация исследовательских реакторов, так же как и энергетических, предполагает периодическую их подпитку тяжёлой водой. Такая подпитка связана с испарением и утечкой воды из контура, с её разбавлением протиевой водой, а также с накоплением в тяжёлой воде контура трития. В оборонных целях дейтерий используется в составе дейтерида лития при производстве термоядерного оружия. В последние годы потребность в тяжёлой воде и дейтерии возросла в связи с интенсификацией исследовательских работ по управляемому термоядерному синтезу. [c.212]

В исследовательских реакторах, в которых задача получения нейтронного потока большой мощности превалирует над экономикой и которые должны иметь лга-лые размеры, применяется уран самых высоких степеней обогащения. Но иногда в исследовательских реакторах используется уран, обогащенный лишь до 20%. Реакторы, построенные до того как стал доступен обогащенный уран, используют естественный уран. В дальнейшем Брукхейвенский реактор, например, был реконструирован на использование обогащенного урана, то же было запланировано для графитового реактора Ок- [c.22]

Водное горючее — технологически наиболее разработанное жидкое горючее. Этот вид горючего применяется в иебольш их исследовательских реакторах (кипяшие реакторы ), например в экспериментальных энергетических реакторах HRE. При использовании водного горючего для получения энергии требуются системы, способные противостоять давлениям до 140 ат, даже при условии, что температура не превышает 300" С. Поэтому проводится изучение менее известных топливных систем, способных работать при более высоких температурах. Среди них следует отметить жидкие висмут-ураиовые растворы, разрабатываемые в основном Брукхейвенской национальной лабораторией, расплавленные плутониевые сплавы, изучаемые главным образом Лос-Аламосской научной лабораторией, и расплавленное фторидное горючее, разрабатываемое в основном Ок-Риджской национальной лабораторией. [c.368]

Водные кипящие го.чогенные исследовательские реакторы часто путают с энергетическими реакторами, работающими на твердом горюче.м и охлаждаемыми кипящей водой. [c.368]

Первая очередь радиохимического завода российского комбината Маяк перерабатывает облученное ядерное топливо энергетических реакторов ВВЭР-440, БН-600 и топливо транспортных и исследовательских реакторов могцностью 60 -Ь 70 т/г. Вторая очередь имеет мощность 150 -г 200 т/г. третья предусматривает переработку облученных ТВЭЛов реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 и рассчитана на мощность реакторов 26 10 кВт [2]. С момента пуска радиохимического завода к 1997 г. переработано 3000 т облученного топлива в пересчете на уран хранится 20 т энергетического плутония, который планируют использовать в качестве (II Ри)-топлива реактора БП-800. Завод имеет мощности для переработки 400 т/г. облученного ядерного топлива. [c.709]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология