Реактор плотностью нейтронного потока

В ядерных реакторах возникающие при делении нейтроны быстро замедляются до тепловых энергий. Дпя большинства действующих ядерных реакторов плотность потока нейтронов в активной зоне обычно равна 10 . .. Ю с см . В подкритических сборках (например, ПС-1) при использовании радионуклидного источника с потоком нейтронов 10 с" достигаются потоки медленных нейтронов 10 с см . [c.78]

Первые реакторы бассейнового типа характеризовались относительно невысокими плотностями нейтронного потока (10 и 10 нейтр/см -сек для тепловых и быстрых нейтронов), низким давлением теплоносителя первого контура (1—10 кГ/см") и малыми скоростями цир- [c.23]

Испытательные реакторы также предназначены для исследовательских целей, но в отличие от реакторов предыдущего типа они имеют высокую плотность нейтронного потока (порядка Ю нейтронов/(см с)], которая необходима для испытания воздействия радиации на различные материалы. [c.90]

При облучении плутония-242 и америция-243 в реакторах с большой плотностью нейтронных потоков одновременно с кюрием-244 всегда образуются и более тяжелые изотопы. В том числе и кюрий-245. [c.422]

Изучать эйнштейний можно используя макроколичества изотопов 2= Ез (период полураспада 20,5 сут), Ез (276 сут) и Ез (38,3 сут). Эти изотопы получают путем облучения нейтронами образцов более легких элементов. Возможности получения эйнштейния ограничены, так как для получения эйнштейния требуется много последовательных реакций захвата нейтронов и, соответственно, длительное время пребывания образцов в реакторе с большой плотностью нейтронного потока. [c.636]

При активации анализируемого образца и эталона в реакторе может возникнуть разница в плотности нейтронного потока, даже если обе пробы расположены очень близко Пробы веществ, активно поглощающих нейтро- [c.311]

Окись бериллия стала важным материалом для изготовления оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) атомных реакторов. В твэлах особенно велика плотность нейтронного потока, самая высокая температура, самые большие напряжения и коррозионная активность. Поскольку уран коррозионно неустойчив и недостаточно прочен, его приходится защищать специальными оболочками, как правило, из ВеО. [c.63]

Эти функции позволяют проектировать систему охлаждения реактора. Если известна плотность нейтронов в каждой точке реактора, то можно вычислить вероятности всех процессов взаимодействия нейтронов с ядром. Это позволяет рассчитать процесс выгорания ядерного горючего и образования новых делящихся изотопов, интенсивность излучения и поток нейтронов вне реактора. Последний фактор определяет требования к защите и позволяет рассчитать интенсивность нейтронных пучков для использования в исследовательских целях. К этой группе задач относится также определение схемы загрузки горючего, обеспечивающей пространственно однородное энерговыделение по всему объему реактора. За исключением случаев сравнительно простой геометрии активной зоны, проблемы неравномерной загрузки горючего можно решать только численными методами. [c.20]

Формулировка условий баланса нейтронов включает плотность соударений всевозможных реакций нейтронов с ядром. Плотность соударений, в СБОЮ очередь, можно описать в зависимости от плотностей нейтронов и соответствуюш,их поперечных сечений [ср. с уравнением (3.2)]. Хотя плотность нейтронов п представляет собой основную величину, описываюш,ую распределение и концентрацию нейтронов, обычно более удобно нри расчетах реактора оперировать с другой функцией, называемой нейтронным потоком. Нейтронный ноток ф связан с нейтронной плотностью равенством [c.44]

Можно показать, что существует еще более простое условие, которое в большинстве случаев удовлетворительно. Это приближенное условие можно получить из следующего рассуждения. В среде, содержащей нейтронный газ, например в реакторе, имеет место постоянное общее перемещение нейтронов по направлению к внешней границе системы. На поверхности раздела векторы скоростей нейтронов направлены в окружающий вакуум. В любой точке внутри среды имеется поток нейтронов, направленных от центра к периферии. Плотность нейтронов в центральных областях больше из-за наличия нейтронов, возвращающихся после рассеяния в периферийных областях, тогда как более удаленные от центра области системы получают нейтроны в основном только от источников, расположенных ближе к центру. Поэ тому нейтронная плотность быстро падает при приближении к поверхности системы. Однако она не достигает нуля на этой поверхности, поэтому всегда имеется определенное число нейтронов, проходящих через внешние слои системы. [c.126]

В каналах и отражателе нейтронов атомного реактора плотность потока тепловых нейтронов может достигать 10 нейтрон см с и более, что дает возможность облучать пробы малой массы, сокращать время облучения, накапливать долгоживущие радионуклиды, определять присутствие в пробах даже очень малых содержаний элементов. При облучении нейтронами с энергией 14,5 МэВ, получаемых по реакции Н + Н — " Не + и на генераторах нейтронов, плотность потока на два-три порядка меньше. Однако быстрыми нейтронами активируются большинство элементов, и в этом [c.7]

Тем не менее, ОТ циклу присущи существенные недостатки. Прежде всего, горение сопровождается сильными нейтронными потоками. Около 80% энергии, выделяемой в О + Т реакции, приходится на долю высокоэнергетических нейтронов и составляет в одном акте 14 МэВ. Это вызывает серьёзные технологические проблемы защиты конструкционных материалов реактора от нейтронного облучения. Кроме того, энергия, выносимая из реактора нейтронами, может утилизироваться лишь с ограниченным КПД, обычно не превышающим 40%. В дополнение ко всему, тритий радиоактивен и его надо создавать искусственно, а выделение трития из литиевого бланкета не является тривиальной задачей. Наличие мощного, по плотности и энергии источника нейтронного излучения вместе с необходимостью работы с сильно радиоактивным материалом предъявляет жёсткие требования радиационной безопасности к эксплуатации ОТ реактора. [c.236]

Кордиерит 383 500 667 383 500 667 6,3.101<> 9.10 2-10 1,6-10 3,2-10 2.10 В процессе облучения в реакторе. Плотность потока нейтронов /я = 1,3 -10 1 /(м с) [436] [c.285]

В электрически обогреваемых энергетических системах и ядерных реакторах используются поверхности теплообмена специальной формы, обладающие любопытными свойствами. В простейшем случае плотность теплового потока на поверхности теплообмена постоянна повсюду от входа до выхода следовательно, разность температур между обогреваемыми поверхностями и теплоносителем сохраняется приблизительно постоянной от входа до выхода, как на рис. 4.1, а. В большинстве ядерных реакторов наблюдается более сложное распределение температур, поскольку поток нейтронов обычно достигает максимального значения в центре реактора следовательно, тепловой поток стремится достичь максимального значения в средней части и уменьшается к входному и выходному сечениям. При этом распределение температур аналогично показанному сплошными кривыми на рис. 4.1, ж. Если максимально возможная температура теплоносителя на выходе определяется по заданной максимально допустимой температуре топливного элемента и коэффициенту теплоотдачи, то температура поверхности топливного элемента должна быть постоянной по всей высоте реактора. В идеальном случае температура теплоносителя экспоненциально увеличивается в направлении от входа к выходу, в то время как мощность на единицу площади экспоненциально уменьшается, начиная от входа в реактор. При этом распределение температур аналогично показанному на рис. 4.1, б. На практике для разрешения проблемы изготовления топливных элементов и работы реактора приходится искать компромиссный вариант распределения температуры по поверхности металла. Для приближения к условиям работы при постоянной температуре используется двухступенчатое устройство, распределение температур в котором показано на рис. 4.1, 3. В этом случае производится двухступенчатая загрузка топлива, так что на первых 60 % высоты реактора наблюдаются более высокие тепловые потоки по сравнению с остальными 40 %. В принципе можно осуществить конструкцию с любым количеством ступеней, но делать более двух или трех ступеней нецелесообразно. [c.74]

Мишень из хлористого кобальта массой 0,2 г облучалась потоком нейтронов в ядерном реакторе плотностью 10 2 н/см сек в течение 50 ч. [c.65]

Нейтроны и у-лучи обладают наиболее высокой проникающей способностью, поэтому защита от них представляет собой весьма сложную проблему. Нейтроны возникают при делении ядер, а 7-лучи испускаются продуктами деления и конструкционными материалами реактора и его защитой, превращающимися в результате захвата нейтронов в излучатели. Для защиты от у-лучей наиболее эффективны материалы с высокой плотностью и большим атомным номером. В случае нейтронных потоков задача несколько усложняется. Хотя нейтроны с высокой энергией при соударении с ядрами иногда и захватываются последними, более вероятно отражение или появление вторичного излучения. Вероятность захвата значительно возрастает, если нейтроны высоких энергий в результате серии соударений замедляются и превращаются в тепловые нейтроны. [c.172]

Для аналитических определений доступны только резонансные нейтроны, получающиеся главным образом в процессе замедления быстрых нейтронов. Наибольшей интенсивности потоки резонансных нейтронов достигают в ядерных реакторах, но при это.м они всегда сопровождаются интенсивным потоком тепловых нейтронов. Поток резонансных нейтронов имеет сплошное распределение, а плотность потока изменяется по закону ]/ . [c.81]

Для производства радиоактивных изотопов нейтронным облучением используются различные реакторы с разными плотностями нейтронов. Обычно для производства изотопов используются потоки нейтронов —10 нейтр см сек, но при необходимости могут быть использованы и более высокие потоки. [c.7]

Разработаны и другие процессы получения нейтронов при бомбардировке дейтерием. Используются также ядерные реакции, возбуждаемые у-излучением. С пуском ядерных реакторов появился мощный источник нейтронов, намного превосходящий по интенсивности все известные до сих пор методы их получения. Современные ядерные реакторы имеют поток нейтронов порядка Ю нейтрон/(см -с). В реакторах с плотностью нейтронного потока 10 —10 нейтрон/(см -с) можно полностью перевести в другие элементы загруженный материал в течение нескольких месяцев. Применение этого метода для накопления весомых количеств трансурановых элементов можно показать на примере кюрия. При облученииде Сгп потоками нейтронов мощностью 10 нейтрон/(см -с) можно полу- [c.417]

В реакторах корпусного типа съем тепла с топливных элементов осуществляется водой под давлением 10—60 кГ/см , омывающей ТВЭЛы и блоки отражателя со скоростью 10—20 м/сек. Интенсификация теплосъема, а также ряд конструктивных решений позволили ири мощности этих реакторов 60—250 Мвт получить весьма высокие плотности нейтронных потоков, достигающие величин 5-10 и 4-10 нейтр/см -сек соответственно для тепловых и быстрых нейтронов. Температура охлаждающей воды в реакторах корпусного типа находится в пределах 50—70 °С, а максимальная температура бериллиевого отражателя достигает 120 °С. К числу высокопоточных реакторов корпусного типа следует отнести СМ-2 (СССР), ATR, HFIR (США), BR-2 (Бельгия) и др. [c.24]

Атомный номер 100, атомная масса 257 а. е. м, ионный радиус Ре + 0,097 нм. Электронное строение наружных оболочек атома 5 . Степень окисления +2 и, наиболее часто встречающаяся +3. Потенциалы ионизации / (эВ) 6,7 12,5 22,5. Стабильных изотопов не имеет. Известно существование изотопов с массовыми числами от 244 до 258. В заметном количестве изотопы пока не выделены, и поэтому все исследования проводили с его бесконечно малыми концентрациями. Установлено, что наиболее устойчив изотоп 257рт (период полураспада 100,5 сут) однако, получение его в ядерных реакторах, несмотря на большую плотность нейтронного потока, крайне огртничено, поскольку требует множества последовательных операций захвата нейтронов. Помимо уже упоминавшегося изотопа Рт, есть сведения о су. ществовании спонтанно делящегося изотопа Рт с периодном полураспада 1,5 с. Восстановительный потенциал реакции Рт ++е->-Рт + относительно нормального водородного потенциала равен 1,1 0,2 В. Мишени изотопа Рт используют в исследовательских работах в области ядерной физики, в частности, для синтеза и изучения свойств более тяжелых изотопов фермия. [c.636]

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]

К преимуществам реакторного способа накопления радионуклидов следует отнести возможность накопления значительных (до нескольких килокюри) количеств целевого радионуклида. Эта возможность определяется как большой массой облучаемых мишеней (одновременно могут облучаться килограммовые количества стартового материала), так и доступностью облучательных устройств с высокой плотностью нейтронного потока. Недостатком реакторного метода является ограниченное число направлений возможных ядерных реакций (см. рис. 9.1.1) и, следовательно, ограниченная номенклатура накапливаемых радионуклидов (как правило, лишь нейтронноизбыточных). Кроме того, при облучении в реакторе в мишени, наряду с целевым радионуклидом, одновременно образуются нежелательные радиоактивные и стабильные примеси. Вместе с тем, в реакторе могут быть реализованы некоторые пороговые ядерные реакции (например — (п, р) г), при помощи которых после радиохимического отделения стартового химического элемента получается целевой радионуклид, практически не содержащий других нуклидов. Такие препараты называются безносительными, а их удельная активность в этом случае близка к теоретической. [c.506]

Более двадцати лет Мо получают и в Австралии. Ядерный реактор H1FAR мощностью 10 МВт расположен недалеко от г. Сиднея и является в Австралии единственным действующим реактором с 1958 года. Максимальная плотность нейтронного потока составляет 1 10 " нейтрон/(см с). Генераторы технеция-99т начали производить с конца 60-х годов из молибдена, полученного по реакции радиационного захвата Мо (п, 7) Мо. Но в начале 70-х начали получать молибден по реакции деления на имеющем обогащение 1,8%, а затем 2,2%. Это позволило удовлетворить собственные потребности в Мо и частично экспортировать его в страны Юго-Восточной Азии. Еженедельно в Австралии производят до 100 генераторов " "Тс. Последние четыре года отмечают стабильный рост продаж радионуклидов приблизительно на 12% в год. Общая стоимость продажи радионуклидов составляет 8,5 млн долларов США в год [23. [c.521]

В исследовательских ядерных реакторах при проведении нескольких экспериментов, требующих различной плотности нейтронного потока, часто приходится решать вопрос об автономизации каждого исследуемого канала реактора. Такая автономизация предполагает создание в канале требуемого спектра нейтронов, значения и профиля энергораспределения [2, 45, 46, 47]. Для согласования мощности реактора с необходимой плотностью потока нейтронов в ячейке аппарата в литературе предложен способ регулирования нейтронного потока с помощью двухфазной равновесной реакции (ДРР) при абсорбции нейтронопоглощающих веществ в нейтронопрозрачных слоистых [c.198]

В ядерном реакторе облучается нейтронным потоком, плотность которого 10 2 н1см -сек, 1 г трехокиси мышьяка. [c.61]

Эксперименты выполнялись на брукхэйвенском реакторе с высокой плотностью нейтронного потока с помощью нейтронного время-пролетного спектрометра с медленным прерывателем. Падающий пучок нейтронов имел длину волны 4,1 А, что соответствует энергии 4,9 мэВ. Во всех экспериментах ион Рг +переходил из более высокого возбужденного состояния в более низкое и нейтрон приобретал соответствующую энергию. Образцы представляли собой поликристаллические слитки, объемом примерно 2 см . Типичное-время счета составляло 20 ч для каждого образца при каждой температуре. Для регистрации рассеянных нейтронов использовали группы из 6, 5 и 3 счетчиков, расположенных в интервале порядка Г под углами соответственно 27, 42 и 99° к прямому пучку. Для типичных величин передачи энергии такое расположение счетчиков позволяет получить передачу импульса в пределах от Q 1,5 до ] С / 3,2 А , так что условия, при которых справедливо уравнение (1), хорошо выполняются [15, 16]. Кроме того, при таких условиях опыта зависимость пиковой интенсивности от Q определяется автоматически. [c.156]

Метод основан па превращении определяемых прнмесей при помощи ядерных реакций в радиоактивные атомы с последующим количественным определением их активности. Обычно для активации применяют нейтроны, которые захватываются определяемым веществом в ходе (п, ) Рбзкций. Важнейшими источниками нейтронов служат ядерные реакторы (плотность потока 10 " 10 нейтрон/см -с) и генераторы нейтронов (10 ° нейтрон/см -с). [c.349]

Наибольшее распространение получил активационный анализ на нейтронах. Связано это с тем, что имеются мощные источники нейтронов — ядерные реакторы, плотность потока нейтронов в которых составляет 10 10 нейтронов/(с см ), а в некоторых реакторах достигает 1015 нейтронов/(с см ). Однако в активационном анализе применяются и другие источники нейтронов 1) изотопные источники, в которых протекает реакция (а, п) а источником альфа-частиц являются изотопы 210ро, 238рц др. 2) нейтронные генераторы, в которых нейтроны образуются в результате ядерного фотоэффекта под действием жёстких тормозных фотонов и 3) источники на основе претерпевающего [c.109]

Муллито- корундовая керамика 556 667 556 667 8.101 МО 5-108 1,8-10 В процессе облучения в реакторе. Плотность потока нейтронов /н = 1,3-10 1/(м .с) [436] [c.285]

Калифорний-252 имеет период полураспада 2,6 года. При этом самопроизвольно делится 3% всех атомов и при каждом делении выделяется четыре нейтрона. Вот именно такая нейтронная эмиссия и делает калифорний-252 столь интересным, ибо 1 г в секунду выделяет 2,4 биллиарда (10 ) нейтронов. Это соответствует нейтронному потоку среднего ядерного реактора Если бы такое нейтронное излучение захотели получить классическим путем из радиево-бериллие-вого источника, то для этого потребовалось бы 200 кг радия. Столь огромного запаса радия вообще не существует на Земле. Даже такое невидимое глазом количество, как 1 мкг калифорния-252, дает более 2 миллионов нейтронов в секунду. Поэтому калифорний-252 в последнее время используют в медицине в качестве точечного источника нейтронов с большой плотностью потока для локальной обработки злокачественных опухолей. [c.196]

Среди других методов количественного определения микропримесей важное место занял активационный анализ. Метод основан на облучении исследуемых веществ Нейтронами или заряженными частицами и возникновении в результате ядерно-хнмических реакций радиоактивных изотопов искомого элемента. Активность образующегося радиактивноТо изотопа пропорциональна концентрации определяемого элемента в образце. Часто количественное определение элемента производят не расчетным методом, а сравнением активности изотопа с активностью эталона. Активационный анализ незаменим и широко применяется для одновременного определения нескольких примесей, присутствующих в анализируемом веществе. Чувствительность метода зависит от интенсивности потока бомбардирующих частиц и сечения активации определяемого элемента. Поэтому очень высокая чувствительность достигается при бомбардировке нейтронами, получаемыми в ядерных реакторах с высокими плотностями потока. Обычные Ка-Ве-источники с малой плотностью нейтронного излучения снижают чувствительность и могут применяться для определения элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов, например, некоторых редкоземельных элементов, платиновых металлов и др. [c.89]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология