Реактор для получения изотопов с высокой

Поэтому второй метод, обеспечивающий получение препаратов высокой удельной активности, преобладает в промышленном производстве изотопа Р [5]. Блоки серы весом 300 г облучают в реакторе в течение двух недель. Выход изотопа Р , при потоке интенсивностью нейтрон см сек, составляет 1 милликюри на 1 г 8. Единственной существенной радиоактивной примесью является изотоп [c.688]

Кроме того, в качестве излучений высокой энергии можно использовать протоны, дейтоны, а-частицы, ускоренные в специальных ускорителях (циклотрон, генератор Ван-де-Граафа). Пучки быстрых электронов можно получать, используя линейные ускорители, бетатроны или радиоактивные изотопы некоторых элементов (например, " Зг, Сз и др.). Источником квантов больших энергий, кроме уже указанных искусственно получаемых радиоактивных элементов, могут служить мощные рентгеновские трубки для получения у-излучений можно также использовать торможение быстрых электронов, полученных в ускорителях (бетатроне, линейном ускорителе электронов, генераторе Ван-де-Граафа). Источниками нейтронов, кроме атомных реакторов, могут быть радио-бериллиевые и полоний-берил-лиевые источники или специальные ускорители нейтронов. [c.258]

Изотопы находят широкое применение в научных исследованиях, где они используются как меченые атомы для выяснения механизма химических и, в частности, биохимических, процессов. Для этих целей необходимы значительные количества изотопов. Стабильные изотопы получают выделением из природных элементов, а радиоактивные в большинстве случаев с помощью ядерных реакций, которые осуществляются искусственно в результате действия на подходящие элементы нейтронного излучения ядерных реакторов или мощных потоков частиц с высокими энергиями, например дейтронов (ядер дейтерия й), создаваемых ускорителями. Один и тот же изотоп можно получить различными путями. Так, например, для получения радиоактивных изотопов водорода, углерода, фосфора и серы, наиболее широко используемых в практике биологических исследований, осуществляются следующие ядерные реакции [c.26]

Тяжелая вода как химическое соединение представляет интерес не только в научном отношении. За последние 20 лет она приобрела большое значение в ядерной технике как замедлитель нейтронов в ядерных реакторах и сырье для получения дейтерия, используемого в ядерных и термоядерных реакциях. В настоящее время производство тяжелой воды составляет тысячи тонн в год. Возможны другие разновидности тяжелой воды, в состав которой входят смешанные изотопы водорода НОО, НТО и ОТО, где Т — тритий — изотоп водорода с массовым числом 3. Т О получают и используют для тех же целей, что и О О. Вследствие того, что тритий радиоактивен, тритиевая вода обладает высокой радиоактивностью. [c.629]

К металлическому плутонию предъявляются особенно высокие требования по чистоте в отношении элементов, изотопы которых обладают большим сечением захвата нейтронов. Некоторые из них (N(1, 5т, Ей, 0(1, Ни) являются продуктами деления в ядерном реакторе [101]. После отделения от урана и осколков и тщательной очистки солей или окислов плутония, металл может быть получен различными путями. Большинство методов основано на восстановлении галогенидов плутония или его окиси щелочноземельными металлами (Са, M.g) [222, 229, 280, 283, 419, 435, 533, 614]. [c.23]

Речь идет о методе, предложенном для промышленного выделения палладия и родия, образующихся с наиболее высоким выходом наряду с другими элементами в результате деления ядерного горючего. После, достаточного охлаждения радиоактивность этих элементов можно считать равной нулю, поскольку остающиеся после охлаждения активные изотопы имеют большие периоды полураспада и низкую энергию. Принимая во внимание важное промышленное значение палладия и родия, можно считать, что их получение из облученного ядерного горючего открывает возможность пополнять природные ресурсы этих металлов. Указывается [59], что начиная с 1978 г. в ядерных реакторах США ежегодно будет получать родий, количество которого равно его потреблению в этой стране в 1968 г. Ожидается, что примерно к 1990 г. такое положение сложится и с палладием. [c.358]

Такой процесс можно осуществить, вводя раствор нитрита аммония в урановый реактор, где имеются нейтроны. Полученный таким образом углерод образует ионы НСО , который можно осадить в виде карбоната бария при добавлении раствора гидроокиси бария. Образцы радиоактивного углерода обладают очень высокой радиоактивностью, даже ес.пи они содержат до 5% радиоактивного изотопа. [c.548]

Существуют две основные причины ограниченной применимости формулы (3-18) для описания процессов получения радиоактивных изотопов в реакторе с высокой интенсивностью нейтронов. Одна из них заключается в том, что при мощном и продолжительном облучении мишеней перестает быть справедливым [c.662]

Требованиям высокой удельной активности удовлетворяют изотопы, образуемые по реакциям (п,р) и (и, а), а также изотопы, возникающие путем захвата нейтрона с последующей эмиссией р-частиц. Полученный радиоактивный изотоп может быть легко выделен из больших масс соседнего элемента мишени химическими методами. Выходы ядерных реакций п,р) и (га, а) при облучении на медленных нейтронах достаточно велики лишь в случаях изотопов наиболее легких элементов. Для всех других элементов реакции с выбрасыванием протонов или а-частиц могут быть осуществлены только на быстрых нейтронах, доля которых в общем потоке нейтронов реактора невелика. Поэтому выход радиоактивных изотопов со средними и большими массовыми числами по реакциям (я, р) и (я, а) в реакторах обычного типа является небольшим. [c.671]

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]

В результате ядерной цепной реакции деления урана или плутония в реакторах устанавливается постоянный поток нейтронов. В то время как нейтроны и энергия, освобождаемые при каждом расщеплении атома, используются или для производства электро-и тепловой энергии, или для создания плутония, или для осуществления иных ядерных реакций, осколки деления накапливаются в виде отходов. По мере своего накопления осколки деления поглощают нейтроны и уменьшают число делящихся атомов, тем самым отравляя реактор. По этой причине тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ) периодически извлекают из реактора и оставшееся в нем ядерное топливо очищают от осколков до первоначальной степени чистоты. Удаляемые таким образом продукты деления являются совокупностью элементов, относящихся к середине периодической таблицы. Большинство из них — радиоактивные изотопы, которые, испуская р- и у-радиацию, превращаются в стабильные элементы. Многие изотопы имеют очень короткие периоды полураспада. Ряд изотопов распадается наполовину примерно за год. В настоящее время возможно получение ТВЭЛ, в которых ядерное топливо используется до такой степени, когда уже экономически невыгодно вновь восстанавливать и выделять делящиеся вещества. Продукты деления в таком случае можно было бы оставлять в оболочке и, применяя довольно простую технику перемещения отработанных элементов из зоны реакции, использовать их еще раз как источники радиации очень высокой активности. Применение таких отработанных элементов в промышленности помогло бы разрешению проблемы удаления и использования радиоактивных отходов. [c.92]

Достоинство изотопов этой группы состоит в том, что сырьевая база для их получения практически не ограничена. Однако для получения их в больших количествах необходимы мощные ядерные реакторы с высокой плотностью потока тепловых нейтронов >5-10 нейтрон/ см --сек). [c.497]

Рп1 47 — единственный изотоп прометия, полученный в больших количествах из продуктов деления тепловыми нейтронами. Выход его сравнительно высок и составляет 2,6% [4751. В реакторе мощностью 100 кет ежедневно образуется около 1 мг Рт [512], а реактор Окриджской Национальной лаборатории произво- [c.115]

Получение долгоживущего изотопа Тс в весовых количествах осуществляется выделением его из смеси продуктов деления урана или из облученного нейтронами природного молибдена. Первый из этих источников получения технеция является наиболее эффективным и дешевым, так как при делении ядерного горючего образуются изотопы технеция с высокими выходами. Ниже приведены данные [200], характеризующие выход отдельных изотопов технеция при делении в реакторе [c.13]

При ядерной бомбардировке в циклотроне или ядерном реакторе почти все элементы становятся радиоактивными. Этот процесс превращения происходит при добавлении заряженной частицы к ядру или при бета-распаде, следующем за поглощением нейтрона. В других случаях происходит просто активация, например несколько атомов бомбардируемого элемента (мишени) становятся радиоактивными, несмотря на то, что они остаются изотопами основного вещества. При делении ядра могут получиться осколки атомов из любой пары 32 элементов (2п — УЬ), сумма масс которых приблизительно равна 234 единицам массы (в случае при этом образуются радиоактивные ядра в относительно небольшом количестве в сравнении с массой делящегося материала. Первый и последний случаи представляют большой интерес, так как в результате химического разделения может быть получен продукт с высокой удельной активностью. [c.404]

Применение тяжелой воды, как замедлителя нейтронов в урановых реакторах, потребовало разработки способов ее получения в технологических масштабах в количествах, измеряемых тоннами. Несмотря на то, что при электролизе коэффициент разделения изотопов водорода исключительно высок, большой расход электроэнергии, особенно в первых стадиях концентрирования, заставил искать других более экономных путей получения ОаО. Они были недавно описаны [1267]. В агрегатах из 30 колонок высотой 30 м [c.95]

Получение. Изотопы К. образуются при длит, облучении Ри, Am и (или) m нейтронами в ядерных реакторах. Смесь изотопов f с мае. ч. 249-254 обычно содержит ок. 60-90% СГ Этим путем в США получают неск. г f в год. К., выделенный после термоядерного взрыва, значительно богаче изотопами f и f f высокой изотопной чистоты выделяют из старых препаратов Вк. Легкие (нейтроио-дефицитные) изотопы К. обычно получают при облучении m а-частицами или в ядерных р-циях с тяжелыми иоиами, напр, бомбардировкой Th ионами О или U. Выделяют изотопы К. экстракцией, ионным обменом и экстракци-онно-хроматографически. Металлич. К. получают восстановлением его оксидов или фторидов лантаном или литием. [c.286]

Примеиеиие. Н. и его сплавы с К-жидкие теплоносители, в частности в ядерных реакторах. Пары Н. используют для наполнения газоразрядных ламп сплавы Pb-Na-B произ-ве РЬ(С2Н5)4, для изготовления подшипников. Н. применяют как модификатор алюминиевых и др. сплавов, восстановитель в металлургии (в произ-ве Ti, Zr, Та), орг. синтезе (как сам И., так и его амальгама), для получения соед. Na, как катализатор в синтезе бутадиенового каучука. Амальгаму Na используют при получении NaOH высокой чистоты изотоп Na-для радиологич. лечения нек-рьк форм лейкемии и в диагностич. целях. Изотоп Na-позитронный источник. [c.179]

Применение. Ок. 65% производимого в мире Р. идет на получение Pt-Re катализаторов для нефтеперерабатывающей пром-сти (получение бензина с высоким октановым числом). Р.-компонент жаропрочных сплавов на основе W-Mo, а также сплавов на основе Ni, Сг, Мо, Ti материал для электрич. контактов, покрытий, термопар (Pt-Re, Мо-Re, W-Re), рентгеновских трубок, вакуумных ламп, ламп-вспышек, измерит, аппаратуры перспективный конструкц. материал для атомных реакторов, использующих Na в качестве теплоносителя. На р-ции -распада Re основан рений-бсмиевый метод определения возраста горных цмод и метеоритов. Искусственно полученные изотопы Re (Т,12 50 сут), (T 88,9 4) и 16,7 ч)-изотопные [c.238]

Рубидий и цезий. Металлические КЬ и Сз по химическим свойствам очень похожи на калий, но проявляют ббльшую химическую активность. На высокой химической активности основано их использование в качестве геттеров (газопоглотителей) в вакуумных электронных приборах. Атомы рубидия и цезия настолько непрочно удерживают валентные электроны, что их могут выбить кванты света. На этом основано использование этих металлов для получения фототока в фотоэлементах. Высокая пластичность рубидия и цезия нашла применение в смазочных композициях для космической техники. Цезий используют в атомных стандартах времени — атомных часах , а также как теплоноситель в ядерных реакторах. Радиоактивный изотоп применяют в медицине. Соединения рубидия используют как снотворные и болеутоляющие средства. [c.282]

Успехи с разделением изотопов серы позволили перейти к разделению изотопов селена. Этому способствовали общность его химических свойств с серой, а также потребности медицины в препарате L-selenomethioпine с изотопом 5е. Получение последнего возможно при выделении селена-74 высокой изотопной чистоты (далее следует нейтронное облучение в ядерном реакторе). Одновременно был использован модифицированный способ металлотермического восстановления 5еРб до элементарного " 5е. [c.224]

Образующиеся зэрц 233у являются, как и делящимися изотопами, и их можно выделять химическим путём из ядерного топлива, проработавшего некоторое время в реакторе. В этом заключается способ реакторного производства оружейного плутония из природного, необогащённого урана. Эта технология получения делящегося материала для ядерного заряда является альтернативной по отношению к процессу обогащения 235ц высокой концентрации. [c.121]

Активация изотопов На, Мп для получения корот-коживущих изотопов Ыа, Мп менее выгодна, чем активация изотопа Со для получения долгоживущего °Со, имеющего благодаря большому периоду полураспада высокую способность аккумулировать уизлучение. Эта особенность дает °Со большие преимущества по сравнению с короткоживущими нуклидами 2 Ма, 1п, Ми, использующимися в радиационных контурах [125, 126], так как гамма-установки с облучателями на основе °Со располагаются совершенно независимо от расположения ядерных реакторов. [c.44]

Изотопы кюрия с массовым числом меньше 243 получают облучением 239ри в циклотроне а-частицами, а с массовыми числами 243 и больше — из предшествующего изотопа кюрия по П-, у-реакции или последовательным захватом нескольких нейтронов плутонием или америцием в ядерном реакторе с последующим Р -распадом. Ст имеет очень высокую удельную активность — 7,4-10 распадов мин-мг) (как юро) и работа с ним опасна, а соединения и растворы подвергаются саморазложению. Для химических исследований кюрия желательно получение его долгоживущих изотопов, таких, как (Г /, = 1,64 10 лет), 2 8Ст (Г./, = 4,7-105 лет), 245Сщ (Г./. = 9320 лет) и (Г./. = 5480 лет). [c.404]

Вслед за ураном, торий часто рассматривается как важнейший сырьевой материал для получения атомной энергии. При облучении его в атомном реакторе образуется делящийся изотоп Так как этот изотоп урана имеет высокий коэффициент размножения тепловых нейтронов (отношение количества образующихся нейтронов к числу поглощенных), оказывается возможным построить реактор-размножитель на тепловых нейтронах, потребляющий в качестве горючего торий. Основное значение протактиния в атомной технологии заключается в том, что его изотоп Ра зз предшествует образованию иггз [c.90]

В конце концов работы по плазменному разделению изотопов урана в том виде, как они первоначально проводились, были прекращены, а на основе исследования поведения UFe в газоразрядной плазме были разработаны плазменные химико-металлургические процессы, представленные в остальных главах настоящей книги. На результатах исследования поведения гексафторида урана в неравновесной газоразрядной плазме я защитил в 1966 г. кандидатскую диссертацию по химическим наукам. С самого начала развитие этих работ проводилось под общим руководством проф. Н. П. Галкина, создавшего в своем отделе научно-исследовательскую группу, в которую, кроме меня, входили младший научный сотрудник Ю. П. Бутылкин и инженер Б. А. Киселев. С ними я прошел пожалуй самый интересный и счастливый отрезок жизни, с 1966 г. по 1974 г. За указанное время мы, не имея вначале базового образования в области физики и химии плазмы, восполнили этот недостаток регулярным посещением семинаров проф. Л. С. По лака по физике и химии низкотемпературной плазмы, самообразованием, контактами с коллегами из Института атомной энергии им. И. В. Курчатова и экспериментальной работой, направления которой в общей форме и очень благожелательно контролировались проф. П.П.Галкиным. В этот период мы исследовали процессы получения оксидов урана из различных солей, имея первоначальной целью заменить традиционные процессы плазменными на том основании, что при использовании плазмы в качестве теплоносителя возможно нагреть сырье до очень высоких температур (100 Ч- 2500 °С) при сравнительно холодной стенке реактора (100 -j- 500 °С). В конце концов мы поняли, что для достижения технического и коммерческого успеха в использовании плазменного состояния вещества в технологии далеко не достаточно замены обычных состояний вещества плазменным, а также высоких скоростей химических реакций в плазме и [c.18]

Распад СССР в 1991 г. и последовавшая за ним повсеместная деградация науки в России и на всем постсоветском пространстве практически остановила развитие прикладных исследований, касаюгцихся использования плазменного состояния вегцества в технике и технологии, включая и атомную энергетику. В результате практически остановились НИОКР по созданию плазменной техники и развитию плазменной технологии в области получения ядерных и конструкционных материалов, оказались за государственной границей передовые плазменные, высокочастотные и низкочастотные технологии производства оксидного ядерного топлива (Казахстан), получения карбидных и боридных материалов (Грузия, Белоруссия), производства циркония и гафния (Украина) и т. д. Это негативно отражается на уровне современных международных симпозиумов и конференций по плазменной технологии и металлургии, который в 1993-1999 гг. заметно снизился развитие указанных отраслей науки и техники оторвалось от потребностей промышленности, пошло в ширину или по спирали с очень небольшим шагом, перешло в повторение. Многие проблемы, которые решались в СССР на очень высоком уровне (МГД-генераторы, термоядерный синтез, ядерно-водородная энергетика, транспортные ядерные реакторы на гексафториде урана, фторидная регенерация облученного ядерного топлива, лазерное разделение изотопов и пр.), перестали рассматриваться, в результате чего не замедлил проявится кризис в решении этих проблем и на мировом уровне, поскольку вклад в него научных организаций СССР, особенно РФ, был ранее значительным, подчас определяюш им. [c.21]

Использование радиоизотопов в бумажной хроматографии позволило во многих отношениях расширить возможности этого метода. Особенно при количественных определениях радиометрические методы имеют ряд преимуществ благодаря их высокой чувствительности. Особая сложность в бумажной хроматографии заключается в том, чтобы сделать видимыми на бумаге пятна вещества. В большинстве случаев это осуществляется при помощи цветных реакций. Разделение и количественное определение многих веществ неосуществимо из-за отсутствия соответствующих цветных реакций. При радиометрических определениях цветные реакции не нужны. В тех случаях, когда неактивные вещества могут быть переведены в меченые соединения при помощи радиоактивных индикаторов, они определяются и идентифицируются по излучению. В тех случаях, когда неактивные вещества (элементы), разделенные методом бумажной хроматографии, имеют большое эффективное сечение захвата нейтронов, хроматограммы можно облучать нейтронами в реакторе и измерять радиометрически. За последние годы удалось методом бумажной хроматографии разделить ряд радиоизотопов без носителя. Таким образом, бумажная хроматография стала одним из основных методов получения и разделения радиоактивных изотопов без носителя [8, 9]. Для бумажнохроматографического разделения в среднем используют 60—80 у вещества. Без носителя 1 милликюри Н23 Ю4 соответствует 6,8-мг, 1 милликюри Нз Р Ю4 — 1 жг, т. е. общий вес веществ, соответствующих активности 1 мкюри серной кислоты и 1 мкюри фосфорной кислоты, составляет 78у, и они могут быть разделены методом бумажной хроматографии. Даже при менее благоприятных условиях можно производить разделение или очистку радиоактивных веществ. [c.265]

Образование каждого ядра Со ° происходит в результате захвата в реакторе нейтрона, который в противнем случае имел бы возможность вызвать деление ядра урана. Следовательно, при производстве Со реактивность реактора понижается и получение этого изотопа практически лимитировано. В настоящее время используются источники, активность которых редко превышает величину в несколько тысяч кюри. При стоимости 2 ф. ст. за 1 кюри и мощности 14,8-10 вт/кюри источник активностью 1 ккюри и мощностью 14,8 вт стоит 2000 ф. ст. Кроме того, установка для облучения стоит приблизительно столько же. Высокая проникающая способностьу-лучей Со приводит к тому, что только часть полной радиационной энергии может быть использована эффективно. [c.99]

Атомная техника (производство трития на основе изотопа Ы возможность применения этого изотопа как экранирующего средства в ядерной энергетике применение изотопа совместно с другими щелочными металлами в качестве теплоносителя для охлаждения реакторов, для получения протонов и дейтероводорода высокой чистоты использование Ы Н в качестве замедлителя нейтронов в высокотемпературных реакторах, возможность применения [c.8]

ТРИТИИ — радиоактивный изотоп водорода с массовым числом 3 символ Т, или Н . Период полураспада Тчлет при распаде испускает чрезвычайно мягкие Р-частицы ( макс.= 18,6 кэв, Бс едп,— = 5,62 кэв), у-излучение отсутствует. В природе крайне незначительные количества Т. образуются в результате ядерных процессов, из к-рых главные реакция К1 +ге-+С 2+Т, протекающая при действии нейтронной компоненты космич. излучения па азот атмосферы, и различные реакции, протекающие нри действии космич. частиц высоких энергий. Оба этих процесса имеют примерно одинаковую вероятность в результате постоянно образуется 0,1—0,2 атома Т. в 1 сек., на 1 см земной поверхности. Образовавшийся Т., окисляясь, включается в состав дождевой воды (в отношении 1 атом Т. на 10 атомов легкого водорода). Промышленный способ получения Т. заключается в облучении лития медленными нейтронами в ядерном реакторе (по реакции п=1Т - -2Не ). [c.135]

Для получения больших количеств калифорния лучшим и наиболее продуктивным методом является интенсивное облучение нейтронами граммовых или больших количеств плутония или меньших количеств трансплутониевых изотопов в ядерных реакторах с интенсивным потоком нейтронов. Элементы более высокого атомйого номера накапливаются при последовательном нейтронном захвате. Ряд ядерных реакций, по которым из Ри получают тяжелые изотопы калифорния, можно выразить следующей схемой [c.442]